1000MW核电机组管道系统三通热应力研究

来源 :南京航空航天大学 | 被引量 : 0次 | 上传用户:dzluzd2009
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管道系统是核电机组的重要组成部分,而三通管作为管道系统中广泛应用的部件,经常由于内部冷热流体的混合流动所引起的温度波动,造成管壁产生热应力,最终导致管道热疲劳失效。因此研究三通管冷热混合过程中的温度波动及热应力等特性具有重大意义。  本文运用实验与数值模拟相结合的方法,对三通管内冷热流体混合过程中流动传热与管壁热应力进行了研究。实验与大涡模拟结果的无量纲温度时均值和均方根值具有良好的吻合度,验证了大涡模拟方法的准确可靠。在此基础上,通过流固耦合分析方法,对混合过程中管壁热应力进行了计算分析。  本文在大涡模拟有效性验证的基础之上,研究了主支管不同流速比、温差以及管径比等不同运行工况对三通管内冷热混合过程中流动传热与管壁热应力的影响。研究结果表明:  (1)当支管流体流速不变时,随着主管流体流速的减小,主管比支管流体动量比减小,混合流体势能降低,达到充分混合需要的掺混距离缩短;管壁上热应力分布基本不变,但最大热应力值会降低。  (2)当支管流体温度不变时,随着主管流体温度的升高,管内流体的流场和温度场的分布相似,但达到充分混合需要的掺混距离增大;管壁上热应力分布基本不变,但最大热应力值会大幅增加,冷热流体的温差对管壁热应力值的影响显著;  (3)当主管管径不变时,随着支管管径的增大,支管流体势能增大,支管入射流占据主管流通面积比例增大;冷热流体达到充分混合需要的掺混距离变长;管壁上最大热应力位置不变,但数值会降低。
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