（核能科學(xué)與工程專業(yè)論文）流體熱分層引起的核電廠穩(wěn)壓器波動(dòng)管應(yīng)力分析.pdfVIP

流體熱分層引起的核電廠穩(wěn)壓器波動(dòng)管應(yīng)力分析 摘要 核電站在技術(shù)上已趨予成熟，在經(jīng)濟(jì)上已有競(jìng)爭(zhēng)力，它已達(dá)到大 規(guī)模推廣階段。壓水堆技術(shù)成熟，已成為美國(guó)、西歐和中國(guó)等地核電 廠的主要反應(yīng)堆堆型。盡管世界上的壓水堆核電站已有豐富的運(yùn)行經(jīng) 驗(yàn)和良好的安全記錄，但是壓水堆核電站安全問(wèn)題仍然是核電發(fā)展中 最重要而關(guān)鍵的研究課題。反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)壓力邊界是電站安全的 一道關(guān)鍵屏障，其結(jié)構(gòu)完整性必須得到保證。 近年來(lái)壓水堆核電站運(yùn)行經(jīng)驗(yàn)反饋研究發(fā)現(xiàn)：壓水堆核電廠系統(tǒng) 中存在許多熱分層現(xiàn)象。特別是穩(wěn)壓器波動(dòng)管也存在著熱分層現(xiàn)象。 而且這種熱分層現(xiàn)象在壓水堆核電廠發(fā)展初期的設(shè)計(jì)中根本就沒(méi)有考 慮。穩(wěn)壓器波動(dòng)管連接反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)主管道和穩(wěn)壓器，屬于反應(yīng) 堆冷卻劑系統(tǒng)的關(guān)鍵性一回路壓力邊界段，屬核安全一級(jí)管道。穩(wěn)壓 器波動(dòng)管的完整性毫不例外地得到保證。但是由于存在熱分層問(wèn)題， 對(duì)波動(dòng)管的完整性構(gòu)成了很大威脅。因此美國(guó)n r c 于1 9 8 8 年發(fā)表了 8 8 1 1 公報(bào)，要求所有的壓水堆核電站( 包括在役、在建和擬建壓水 堆) 業(yè)主要建立和實(shí)施證實(shí)穩(wěn)壓器波動(dòng)管完整性的計(jì)劃，并向核管會(huì) 呈報(bào)解決這個(gè)問(wèn)題所采取的措施。 由于熱分層的存在，對(duì)穩(wěn)壓器波動(dòng)管的應(yīng)力分析方法，提出了新 y 的難題，它與初期設(shè)計(jì)中不考慮熱分層影響情況下是完全不同的：? 到 目前為止，還沒(méi)有發(fā)現(xiàn)任何一個(gè)專用程序來(lái)進(jìn)行考慮波動(dòng)管熱分層情 況下的應(yīng)力分析。本文以力學(xué)和傳熱學(xué)理論為基礎(chǔ)，在考慮熱分層情 況下對(duì)穩(wěn)壓器波動(dòng)管的應(yīng)力分析方法進(jìn)行了研究。它主要包括整體應(yīng) 力的計(jì)算、局部應(yīng)力的計(jì)算、瞬態(tài)熱應(yīng)力的計(jì)算以及熱紋振蕩引起的 應(yīng)力計(jì)算以及疲勞的評(píng)定。佃于穩(wěn)壓器波動(dòng)管屬核安全一級(jí)管道，且 i 設(shè)計(jì)和分析均采用美國(guó)a s m e 規(guī)范第1 i i 篇的要求，具體是應(yīng)該按照美 國(guó)a s m e 規(guī)范n b 一3 6 0 0 有關(guān)條款進(jìn)行評(píng)定。為此，作者利用理論公式 推導(dǎo)以及現(xiàn)有的管道分析等專用程序，同時(shí)還使用v i s u a lc + + 6 0 編 寫(xiě)了熱紋振蕩計(jì)算程序等多種手段來(lái)進(jìn)行應(yīng)力分析。 本文在中國(guó)核工業(yè)總公司核電通用技術(shù)研究項(xiàng)目“核電廠波動(dòng)管 熱分層研究”資助下，對(duì)熱分層現(xiàn)象進(jìn)行了深入研究，掌握了其產(chǎn)生 的機(jī)理，并在我國(guó)援外的巴基斯坦恰?，敽穗娬镜姆€(wěn)壓器波動(dòng)管上， 對(duì)電站升降溫瞬態(tài)實(shí)施了溫度監(jiān)測(cè)，獲得了寶貴的第一手資料。并 驗(yàn)證了本文發(fā)展的應(yīng)力分析方法和分析專用程序。 本文所建立的一整套分析方法完全適合于任何壓水堆核電站波動(dòng) 管熱分層分析。j ， 【關(guān)鍵詞】結(jié)構(gòu)完整性，穩(wěn)壓器波動(dòng)管，熱分層，熱紋振蕩，應(yīng)力分 一一 一一一一一一 。 一一 析 n u c l e a rp o w e rp l a n t p r e s s u r i z e rs u r g el i n es t r e s sa n a l y s i s d u e t of l u i ds t r a t i f i c a t i o n a b s t r a c t n u c l e a rp o w e rp l a n t s ( n p p s ) i sr i p e ra n dr i p e ri nt h et e c h n o l o g ya n d m o r ec o m p e t i t i v ei nt h ee c o n o m y n o wp r e s s u r i z e dw a t e rr e a c t o r s ( p w r s ) a r ep r o m i s i n g l yp o p u l a ro nt h el a r g es c a l e ，a n dt h e yh a v ei n c r e a s i n g l y b e c o m et h em a i nr e a c t o rt y p e so fu n i t e ds t a t e ，w e s te u r o p ea n dc h i n a a l t h o u g hp w r sh a v e r i c ho p e r a t i o n a le x p e r i e n c ea n de x c e l l e n ts a f e t y r e c o r d s ，t h es a f e t yi s s u e ss t i l l a r et h em o s ti m p o r t a n ta n dk e yr e s e a r c h p r o j e c t so fn u c l e a rp o w e rd e v e l o p m e n t t h ep r e s s u r eb o u n d a r yo fr e a c t o r c o o l a n ts y s t e mi sas h i e l do fn p p ss a f e t y a n di t ss t r u c t u r a li n t e g r i t ym u s t b ea s s u r e d r e c e n t l yas e r i e so fo p e r a t i o n a le x p e r i e n c ef e e d b a c ki n v e s t i g a t i o nh a s c o n f i r m e d ：t h e r ee x i s tt h e r m a ls t r a t i f i c a t i o np h e n o m e n ai nm a n yp w r s s y s t e m s ，a n de s p e c i a l l yt h e r ea r ea l s ot h e r m a ls t r a t i f i c a t i o np h e n o m e n ai n t h e p r e s s u r i z e d w a t e rr e a c t o r p r e s s u r i z e rs u r g e l i n e a n dt h e r m a l s t r a t i f i c a t i o nh a dn o tb e e nc o n s i d e r e di nt h eo r i g i n a ld e s i g no fa n y p r e s s u r i z e rs u r g el i n e p r e s s u r i z e rs u r g el i n ew h i c hc o n n e c t st h er e a c t o r c o o l a n tp i p ea n dp r e s s u r i z e ra n db e l o n g st oa p a r to fr e a c t o rc o o l a n ts y s t e m p r e s s u r eb o u n d a r yi sd e f i n e da sn u c l e a rs a f e t yc l a s s 1 p i p i n g ，a n di t s i n t e g r i t ya l s os h o u l db ee v a l u a t e d i th a sb e e ni d e n t i f i e da sac o n c e r n ， w h i c hc a l la f f e c tt h es t r u c t u r a li n t e g r i t yo fp i p es y s t e m a c c o r d i n g l y ，n r c r e q u e s t e du t i l i t i e so fn p p s ( i n c l u d i n gn p p sw h i c hh a v eb e e nb u i l t ，a r e b e i n gb u i l ta n dw i l lb eb u i l t ) t oe s t a b l i s ha n di m p l e m e n tap r o g r a mt o c o n f i r mp r e s s u r i z e rs u r g el i n ei n t e g r i t y ，a n dr e q u i r e dt h e mt oi n f o r mt h e s t a f fo ft h ea c t i o n st a k e nt or e s o l v et h i si s s u e d u et ot h et h e r m a ls t r a t i f i c a t i o n ，t h es t r e s sa n a l y s i so fs u r g el i n er a i s e s t h en e wd i f f i c u l t i e s ，a n dt h em e t h o do fa n a l y s i si sd i f f e r e n tf r o mt h e o r i g i n a lm e t h o d u pt on o w ，w eh a v en o tf o u n da n ys p e c i a lp r o g r a mt ob e u s e da n a l y s i s ， b a s e do nm e c h a n i c sa n dh e a tt r a n s f e rt h e o r y ，t h ea u t h o rd e v e l o p st h e a n a l y s i sm e t h o d o l o g yc o n s i d e r i n gt h et h e r m a ls t r a t i f i c a t i o n i ti n c l u d e st h e g l o b a ls t r e s sc a l c u l a t i o n ，l o c a l s t r e s sc a l c u l a t i o n ，t r a n s i e n tt h e r m a ls t r e s s c a l c u l a t i o n ，a n dt h e r m a ls t r i p i n gs t r e s sc a l c u l a t i o na n df a t i g u ee v a l u a t i o n a st h es u r g el i n ei ss u b j e c t e dt on u c l e a rs a f e t yc l a s slp i p i n g ，i t se v a l u a t i o n i sc o n d u c t e da c c o r d i n gt or e l e v a n ti t e m so fa s m ec o d e t h ea u t h o r i n t r o d u c e st h ef o r m u l ad e r i v a t i o na n ds o m es p e c i a lp r o g r a m s ( s u c ha sp i p e a n a l y s i s ) ，a n dd e v e l o p s t h es p e c i a lp r o g r a mf o rt h e r m a l s t r i p i n gu s i n g v i s u a lc + + 6 0e t c t h i sp a p e ri ss u p p o r t e db yt h ec h i n an u c l e a ri n d u s t r yc o r p o r a t i o n ， a n dc o n d u c t st h ed e e pr e s e a r c ha n dm a s t e r st h em e c h a n i s mo ft h e r m a l s t r a t i f i c a t i o n a l s ot h i sp a p e rh a si m p l e m e n t e dt h et e m p e r a t u r em o n i t o ro n l v t h es u r g el i n eo fp a k i s t a nc h a s h m an u c l e a rp o w e rp l a n tw h i c hi sb u i l tb y c h i n a ，a n do b t a i n e dt h ef i r s t - h a n dd a t a t h em e t h o d o l o g yt h a th a sb e e ne s t a b l i s h e ds u i t st h es u r g el i n et h e r m a l s t r a t i f i c a t i o no fa n yp r e s s u r i z e dw a t e rr e a c t o rn u c l e a rp o w e r p l a n t k e yw o r d s ：s t r u c t u r a l i n t e g r i t y ，p r e s s u r i z e rs u r g e l i n e ，t h e r m a l s t r a t i f i c a t i o n ，t h e r m a ls t r i p i n g ，s t r e s sa n a l y s i s v 上海交通大學(xué) 學(xué)位論文版權(quán)使用授權(quán)書(shū) 本學(xué)位論文作者完全了解學(xué)校有關(guān)保留、使用學(xué)位論文的規(guī) 定，同意學(xué)校保留并向國(guó)家有關(guān)部門(mén)或機(jī)構(gòu)送交論文的復(fù)印件和電 子版，允許論文被查閱和借閱。本人授權(quán)上海交通大學(xué)可以將本學(xué) 位論文的全部或部分內(nèi)容編入有關(guān)數(shù)據(jù)庫(kù)進(jìn)行檢索，可以采用影 印、縮印或掃描等復(fù)制手段保存和匯編本學(xué)位論文。 生 保密圇，在羔年解密后適用本授權(quán)書(shū)。 本學(xué)位論文屬于 不保密口。 ( 請(qǐng)?jiān)谝陨戏娇騼?nèi)打“”) 學(xué)位論文作者簽名：c 司襄趙蓐 ， 讎陽(yáng) 名 單 簽 丑 師 孔 一 一 暈 期 上海交通大學(xué) 學(xué)位論文原創(chuàng)性聲明 本人鄭重聲明：所呈交的學(xué)位論文，是本人在導(dǎo)師的指導(dǎo)下， 獨(dú)立進(jìn)行研究工作所取得的成果。除文中已經(jīng)注明引用的內(nèi)容外， 本論文不包含任何其他個(gè)人或集體已經(jīng)發(fā)表或撰寫(xiě)過(guò)的作品成果。 對(duì)本文的研究做出重要貢獻(xiàn)的個(gè)人和集體，均已在文中以明確方式 標(biāo)明。本人完全意識(shí)到本聲明的法律結(jié)果由本人承擔(dān)。 學(xué)位論文作者簽名：c 司粗 日期：v 以年f 月g 日 主要符號(hào)表 g ：重力常數(shù)( m s2 ) ：水的體積熱膨脹系數(shù)( 1 1 。c ) 盯：應(yīng)力( m p a ) r ：使用壓力范圍( m p a ) m ，：系統(tǒng)從一個(gè)使用載荷到另一個(gè)使用載荷組時(shí)產(chǎn)生的合成力矩范圍( n m m ) d 。：管道外徑( m m ) ：慣性矩( m m4 ) ，：管道制品名義壁厚( m m ) s 。，：設(shè)計(jì)應(yīng)力強(qiáng)度( m p a ) e 。：室溫下在總體結(jié)構(gòu)或材料不連續(xù)的兩側(cè)的平均彈性模量( m p a ) l ( 瓦) ：在總體結(jié)構(gòu)或材料不連續(xù)的a ( b ) 側(cè)上的平均溫度范圍( ) a 。 。) ：室溫下在總體結(jié)構(gòu)或材料不連續(xù)的a ( b ) 側(cè)上的熱膨脹系數(shù)( 1 。c ) e a ：室溫下的彈性模量與平均熱膨脹系數(shù)的乘積( m p a 。c ) ?。簻囟软?xiàng)( ) 0 ：溫度分布函數(shù)( ) a t , ：溫度線性項(xiàng)( ) 正：溫度非線性項(xiàng)( ) 中：分層角 0 ：溫度差分布函數(shù)( ) r ：彎管彎曲半徑( m ) 或轉(zhuǎn)角位移 z ：管道截面模量( m 3 ) ：位移( m ) 無(wú)量綱量 r i ：r i c h a r d s o n 數(shù) c 。、c ：、c 3 ：管道制品的二次應(yīng)力指數(shù) k ，、k ：、k ，：管道制品的局部應(yīng)力指數(shù) k ，：疲勞懲罰因子 u ：泊桑比 下標(biāo) p ：壓力或峰值項(xiàng) m ：彎矩項(xiàng) t a b ：材料不連續(xù)項(xiàng) h ：環(huán)向 n ：一次加二次項(xiàng) a l t ；交變項(xiàng) a x ：軸向 s t a b ：由于熱紋振蕩中材料不連續(xù)項(xiàng) z ：熱瞬態(tài)線性項(xiàng) 疋：熱瞬態(tài)非線性項(xiàng) a v g = 平均項(xiàng) u ：頂部 b ：底部或彎曲 s t r a t ：分層項(xiàng) n ：非線性項(xiàng) i 、，：管道單元兩端 日u 舌 第一章前言 核能的發(fā)現(xiàn)和利用是上世紀(jì)科技史上最杰出的成就之一。1 9 4 2 年誕生了第一 座核反應(yīng)堆，到五十年代初期又建成了將核能轉(zhuǎn)變?yōu)殡娔艿脑囼?yàn)性核電站。此后 經(jīng)歷了試驗(yàn)堆、模式堆和商用堆幾個(gè)發(fā)展階段，使核電站在技術(shù)上已趨于成熟 在經(jīng)濟(jì)上已有競(jìng)爭(zhēng)力。當(dāng)前它已達(dá)到工業(yè)上大規(guī)模推廣階段。 核電站的燃料運(yùn)輸量小，發(fā)電成本低，對(duì)環(huán)境保護(hù)有利，因此核電站的發(fā)展 是相當(dāng)迅速的。幾十年來(lái)，核電裝機(jī)容量迅速增長(zhǎng)，擁有核電站的國(guó)家( 或地區(qū)) 也不斷增加。這證明核能是一種經(jīng)濟(jì)、安全、可靠、大有發(fā)展前途的能源。 根據(jù)所使用的慢化劑不同，目前在全世界范圍內(nèi)已投產(chǎn)的核電站大致分為輕 水反應(yīng)堆、重水反應(yīng)堆以及石墨反應(yīng)堆等幾種類型。在己投產(chǎn)的核電站中以凈化 的普通水作冷卻劑和中子慢化劑、以低濃二氧化鈾為核燃料的輕水堆( 壓水堆及 沸水堆) 核電站占絕大多數(shù)。輕水堆核電站是利用核裂變釋放的大量熱能產(chǎn)生的 蒸汽推動(dòng)汽輪發(fā)電機(jī)組發(fā)電，再向電網(wǎng)輸電。而壓水堆( p w r ) 是不允許水在反應(yīng) 堆內(nèi)汽化沸騰，整個(gè)一回路系統(tǒng)必須在高壓密封狀態(tài)下工作，在堆芯出口不會(huì)產(chǎn) 生凈蒸汽，且一回路系統(tǒng)的冷卻劑與汽輪機(jī)是完全隔離；這就是所謂的“間接循 環(huán)”。因此，間接循環(huán)具有使二回路系統(tǒng)免受放射性玷污的優(yōu)點(diǎn)。目前壓水堆成 為中國(guó)發(fā)展核電站的主要反應(yīng)堆堆型。 盡管世界上的壓水堆核電站已有豐富的運(yùn)行經(jīng)驗(yàn)和良好的安全記錄，但是核 電站安全問(wèn)題仍然是核電發(fā)展中最重要的研究課題。 對(duì)于壓水堆核電站，要保證核電站的安全，防止反應(yīng)堆中強(qiáng)放射性物質(zhì)的釋 出，需依靠多道安全屏障和專設(shè)安全設(shè)施。多道屏障的完整性和專設(shè)安全設(shè)施的 正確動(dòng)作，能把設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故的后果降低到可以接受的水平。因此，觀察各種反 日u 舌 應(yīng)堆事故所造成的影響，一般都要?dú)w結(jié)為對(duì)發(fā)生事故時(shí)多道屏障完整性的分析。 反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)壓力邊界( 反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)里從隔離閥到反應(yīng)堆側(cè)的管系叫 做壓力邊界) 就是其中一道關(guān)鍵屏障，需要進(jìn)行反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)的設(shè)備和結(jié)構(gòu) 的完整性分析。 但自從1 9 7 9 年以來(lái)，人們就陸陸續(xù)續(xù)發(fā)現(xiàn)在已運(yùn)行的壓水堆核電站中 f i l l 2 】1 3 | 4 】【5 】【6j 【”，主給水系統(tǒng)、緊急堆芯冷卻系統(tǒng)、余熱排出系統(tǒng)、反應(yīng)堆冷卻劑等 系統(tǒng)的管系中凡有冷熱流交替流動(dòng)區(qū)域處，出現(xiàn)了因水平管道同一截面內(nèi)流體上 下溫度不相同，而且溫度相差很大，即截面上部熱、下部冷的熱分層現(xiàn)象。在當(dāng) 初設(shè)計(jì)時(shí)沒(méi)有考慮這種熱分層現(xiàn)象。特別是反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)中穩(wěn)壓器波動(dòng)管熱 分層問(wèn)題引起了包括美國(guó)核管會(huì)( n r c ) 在內(nèi)世界核電界的廣泛關(guān)注。 壓水堆穩(wěn)壓器波動(dòng)管連接反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)主管道和穩(wěn)壓器，屬于反應(yīng)堆冷 卻劑系統(tǒng)壓力邊界一部分。為了核電站的安全性，穩(wěn)壓器波動(dòng)管的完整性必須得 到保證。近年來(lái)在已運(yùn)行的壓水堆核電廠運(yùn)行反饋中研究發(fā)現(xiàn)：由于流體的比重 隨溫度變化，在小流量工況下，穩(wěn)壓器波動(dòng)管水平段，較熱的流體會(huì)浮于波動(dòng)管 截面的上面部分，較冷的流體沉于波動(dòng)管截面的下面部分，即出現(xiàn)所謂的熱分層 現(xiàn)象8 】 9 1 【”】 ”】【”1 ，據(jù)分析，波動(dòng)管水平管道同截面內(nèi)流體上下部分的溫差 有時(shí)可達(dá)1 8 0 c 。而且這種冷熱流體的“分界面”會(huì)隨著運(yùn)行工況的變化而快速 的上下振蕩。這種溫差及分界面的快速振蕩可能導(dǎo)致高應(yīng)力、局部塑性變形、疲 勞，直至管道損壞。這種現(xiàn)象是最近才發(fā)現(xiàn)的，在當(dāng)初第一代核電廠設(shè)計(jì)、建設(shè)、 運(yùn)行中的安全分析時(shí)根本就沒(méi)有考慮。由于這種熱分層現(xiàn)象的存在，必然對(duì)波動(dòng) 管的完整性構(gòu)成了新的威脅。因此美國(guó)核管會(huì)( n r c ) 于1 9 8 8 年發(fā)表了8 8 一1 1 公 報(bào)，要求所有的壓水堆核電站( 包括在役、在建和擬建壓水堆) 業(yè)主要建立和實(shí) 施證實(shí)穩(wěn)壓器波動(dòng)管完整性的計(jì)劃，并向核管會(huì)呈報(bào)解決這個(gè)問(wèn)題所采取的措施 u 3 1 。 2 日0 昌 實(shí)際上，早在8 8 1 l 公報(bào)發(fā)表時(shí)起，美國(guó)西屋等公司就開(kāi)展了這方面的工作， 并在許多美國(guó)國(guó)內(nèi)壓水堆電廠實(shí)施了穩(wěn)壓器波動(dòng)管各工況瞬態(tài)溫度監(jiān)測(cè)，形成了 龐大的數(shù)據(jù)庫(kù)，同時(shí)還建立了考慮熱分層情形下波動(dòng)管應(yīng)力分析方法。經(jīng)過(guò)調(diào)研， 基于知識(shí)產(chǎn)權(quán)等各方面的原因，很少有相關(guān)部分完整分析方法的相關(guān)文章發(fā)表， 更難得到這些瞬態(tài)數(shù)據(jù)庫(kù)。 國(guó)內(nèi)在這方面起步較晚，當(dāng)初秦山一期3 0 0 m w e 核電站設(shè)計(jì)時(shí)( 2 0 世紀(jì)8 0 年 代中期) ，由于無(wú)法得到這些資料，因此還沒(méi)有意識(shí)到穩(wěn)壓器波動(dòng)管中存在熱分 層現(xiàn)象，也就根本沒(méi)有考慮熱分層對(duì)波動(dòng)管的影響。9 0 年代中期，在我國(guó)援外的 巴基斯坦恰希瑪核電站設(shè)計(jì)審查時(shí)，國(guó)際原子能機(jī)構(gòu)曾多次要求我們解決穩(wěn)壓器 波動(dòng)管熱分層問(wèn)題。由于熱分層是個(gè)新問(wèn)題，其涉及的內(nèi)容、分析方法與以往常 規(guī)力學(xué)問(wèn)題不同，缺少運(yùn)行經(jīng)驗(yàn)反饋，難度較大。而且當(dāng)時(shí)為了工程進(jìn)度，無(wú)法 及時(shí)考慮穩(wěn)壓器波動(dòng)管熱分層問(wèn)題。但從那時(shí)起，我們就制定計(jì)劃，開(kāi)始調(diào)研并 收集有關(guān)這方面的資料，特別是在“九五”期間，由中國(guó)核工業(yè)總公司核電通用 技術(shù)研究項(xiàng)目“核電廠波動(dòng)管熱分層研究”正式資助立項(xiàng)，開(kāi)展了這方面的研究 工作。 確定了本課題的研究方法為試驗(yàn)和分析相結(jié)合的方法。 巴基斯坦恰希瑪核電站是上海核工程研究設(shè)計(jì)院( 論文作者所在單位) 自行 設(shè)計(jì)的，因此有條件安排在安裝、調(diào)試期間時(shí)段內(nèi)，進(jìn)行穩(wěn)壓器波動(dòng)管溫度監(jiān)測(cè)， 獲得第一手試驗(yàn)數(shù)據(jù)和資料：在實(shí)驗(yàn)研究的基礎(chǔ)上，對(duì)穩(wěn)壓器波動(dòng)管熱分層問(wèn)題 及現(xiàn)象就有了更深的了解，結(jié)合調(diào)研國(guó)外相關(guān)資料，并自行研究，從而發(fā)展了一 套在考慮熱分層情形下波動(dòng)管應(yīng)力分析方法。 本文先從穩(wěn)壓器波動(dòng)管熱分層發(fā)生的背景、現(xiàn)象以及產(chǎn)生的機(jī)理進(jìn)行了闡 述，然后敘述了巴基斯坦恰?，敽穗娬静▌?dòng)管實(shí)施溫度監(jiān)測(cè)方法，獲得了波動(dòng)管 日u 舌 一些工況下第一手?jǐn)?shù)據(jù)，并且有了量化的概念，著重介紹了在考慮熱分層情形下 的穩(wěn)壓器波動(dòng)管應(yīng)力分析方法。 本文的主要貢獻(xiàn)大體上包括以下幾個(gè)方面：( 1 ) 穩(wěn)壓器波動(dòng)管溫度監(jiān)測(cè)實(shí) 驗(yàn)的設(shè)計(jì)：( 2 ) 對(duì)電站設(shè)計(jì)工作者和電廠運(yùn)行工作人員提出的指導(dǎo)性建議； ( 3 ) 整體模型應(yīng)力的計(jì)算；( 4 ) 局部模型應(yīng)力的計(jì)算；( 5 ) 熱紋振蕩應(yīng)力的計(jì)算： ( 6 ) 應(yīng)力評(píng)定方法；( 7 ) 開(kāi)發(fā)了相關(guān)的計(jì)算機(jī)分析專用程序。 本篇文章共分為五章節(jié)。第一章是前言，著重介紹核電站運(yùn)行安全性、經(jīng)濟(jì) 性概述，熱分層問(wèn)題的提出以及立題的依據(jù)、意義和重要性，同時(shí)還介紹了目前 國(guó)內(nèi)外研究現(xiàn)狀、需要研究的內(nèi)容、研究方法以及本文的主要貢獻(xiàn)等等；第二章 是壓水堆核電廠熱分層現(xiàn)象研究，主要是熱分層現(xiàn)象一般描述、壓水堆核電廠反 應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)設(shè)計(jì)、運(yùn)行特性描述、熱分層現(xiàn)象產(chǎn)生的機(jī)理描述以及穩(wěn)壓器波 動(dòng)管熱分層特性介紹以及研究?jī)?nèi)容難點(diǎn)和方法等等；第三章是壓水堆核電廠穩(wěn)壓 器波動(dòng)管實(shí)驗(yàn)研究，主要是壓水堆核電廠運(yùn)行特性、測(cè)量工況設(shè)計(jì)、測(cè)量方法及 測(cè)點(diǎn)布置設(shè)計(jì)、恰?，敽穗娬痉€(wěn)壓器波動(dòng)管實(shí)驗(yàn)研究以及數(shù)據(jù)分析等等；第四章 是波動(dòng)管熱分層應(yīng)力分析，主要包括應(yīng)力評(píng)定方法介紹、整體模型應(yīng)力計(jì)算、局 部模型應(yīng)力計(jì)算、熱紋振蕩引起的應(yīng)力計(jì)算、瞬態(tài)熱應(yīng)力計(jì)算以及疲勞評(píng)定等等； 第五章是結(jié)論，是本文的主要結(jié)論以及創(chuàng)新點(diǎn)。 本文所建立的熱分層分析方法完全適用于任何壓水堆核電站波動(dòng)管熱分層分 析。 4 壓水堆核電廠熱分層現(xiàn)象研究 第二章壓水堆核電廠熱分層現(xiàn)象研究 2 1 熱分層現(xiàn)象一般描述 熱分層是由任何泄漏源中緩慢流出一股相對(duì)熱( 或冷) 流體進(jìn)入水平管段內(nèi) 滯止流體并由于缺少充分混合所引起的現(xiàn)象。密度較大的冷流體將占據(jù)水平管段 的底部，而密度較小的熱流體由于浮力作用占據(jù)管道上部。因?yàn)槿鄙俪浞只旌希?水平管道的上半部比管道的下半部的溫度要高，膨脹得比較厲害。如果水平管道 兩端簡(jiǎn)支，會(huì)造成向上彎曲；如果水平管道一端固定，一端自由，會(huì)造成向下彎 曲。與此同時(shí)，在冷熱流體的交界面，由于一股緩慢流動(dòng)流體的干擾，會(huì)形成一 種象表面波一樣的振蕩。這種振蕩作用于管道的內(nèi)表面，并產(chǎn)生了局部熱瞬態(tài)， 通常稱之為熱紋振蕩( t h e r m a ls t r i p i n g ) 。在進(jìn)行熱分層疲勞分析過(guò)程中，必須 要考慮熱紋振蕩的影響，并與熱分層引起的應(yīng)力進(jìn)行疊加。 根據(jù)熱分層的特點(diǎn)，任何管系中只要滿足以下三個(gè)條件必然會(huì)存在熱分層現(xiàn) 象： ( 1 ) 系統(tǒng)運(yùn)行中( 包括一個(gè)或多個(gè)運(yùn)行工況) 在管系部分區(qū)域存在滯止流 體； ( 2 ) 全部或部分滯止流體區(qū)域在同一水平面上； ( 3 ) 假想或預(yù)計(jì)的緩慢流動(dòng)源溫度與滯止流體的溫度相差較大，且這種緩 慢流動(dòng)的流體只能置換水平管段滯止流體的上層部分或下層部分，另 外這股緩慢流動(dòng)的流體還沒(méi)有足夠的動(dòng)能來(lái)克服由于密度差引起的分 層勢(shì)能。 鑒于緩慢流動(dòng)源可能來(lái)自閥座泄漏、法蘭泄漏、非能動(dòng)泵泵密封泄漏和其他 類型泄漏流如流向大口徑管道的上充，下泄流動(dòng)以及低功率要求下的緩慢流動(dòng)等 5 壓水堆核電廠熱分層現(xiàn)象研究 等。因此核安全設(shè)計(jì)要求，在壓水堆核電站的設(shè)計(jì)中，必須研究和分析熱分層問(wèn) 題對(duì)系統(tǒng)的影響。 根據(jù)有關(guān)資料研究表明m 】【”兒1 ”，流體在水平管段產(chǎn)生分層的嚴(yán)重程度與無(wú)量 綱r i c h a r d s o n 數(shù)( r i ) 有關(guān)，而r i 數(shù)是作用在流體上的浮力與慣性力之比?？?用公式來(lái)表達(dá)： r i ：g p d , a _ z _ v “。 式中d ，為管道內(nèi)徑( m ) ，z 為熱一冷流體溫差( 。c ) ，“為相對(duì)流速( m s ， 若冷流體不動(dòng)，則為熱流體流速) 。 一般來(lái)說(shuō)，如果r i 數(shù)大于1 ，熱分層就有可能發(fā)生。浮力是由于冷熱流體的 密度差引起的，其大小直接與溫度差有關(guān)。慣性力與流速有關(guān)。因此，當(dāng)流速比 較小而溫差比較大時(shí)，熱分層更可能發(fā)生。此外，從上式可知，管道內(nèi)徑越大， 帶來(lái)流通面積的增大，從而降低了流速。同時(shí)，大的管道內(nèi)徑還意味著從管道頂 部穿管壁的熱傳導(dǎo)阻力的增加，這種熱傳導(dǎo)阻力的增加更能維持高的溫度梯度， 增加了熱分層發(fā)生的可能性。工程上一般名義尺寸不大于2 5 4 m m ( 1 英寸) 的 小口徑管道，熱分層影響不太明顯。因此在這類小口徑管道上，可以不必假設(shè)存 在熱分層。 2 2 壓水堆核電站熱分層現(xiàn)象發(fā)生背景 1 9 7 9 年，n r c i e 發(fā)布了7 9 1 3 公報(bào)【3 | ，在這個(gè)公報(bào)中敘述電站在無(wú)負(fù)荷或 低功率運(yùn)行模式下，壓水堆給水管中出現(xiàn)緩慢的流動(dòng)，進(jìn)而存在熱分層流型。在 該種流型中由于兩種不同溫度層之間缺少充分混和，在水平管道的橫截面上產(chǎn)生 不均勻的溫度分布。這種溫度分布的重復(fù)出現(xiàn)增加了給水管或蒸汽發(fā)生器接管嘴 處出現(xiàn)疲勞失效( 貫穿管壁裂紋) 的可能性 7 1 。1 9 8 8 年6 月2 2 日，n r c 又發(fā)表 壓水堆核電廠熱分層現(xiàn)象研究 了題為“與反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)相連管道的熱應(yīng)力”的8 8 0 8 公報(bào)1 9 1 ”1 1 ”i 。該公報(bào) 描述了1 9 8 7 年由西屋公司設(shè)計(jì)的a l a b a m a 電力公司擁有的壓水堆f a r l a y2 號(hào)機(jī)組 在安全殼內(nèi)出現(xiàn)了比正常值高的濕度和放射劑量1 9 。經(jīng)查明是由于緊急堆芯冷卻 系統(tǒng)( e c c s ) 管系中冷水通過(guò)球閥泄漏到主系統(tǒng)，引起熱分層，造成管道熱疲勞， 并出現(xiàn)了環(huán)向穿壁裂紋，冷卻劑通過(guò)環(huán)向穿壁裂紋泄漏到安全殼內(nèi)，導(dǎo)致安全殼 內(nèi)的濕度和放射性比正常值高。為此，n r c 發(fā)表8 8 0 8 公報(bào)增補(bǔ)1 1 9 1 ，說(shuō)明了類 似事件在t i h a n g e - 1b e l g i u m 電站也發(fā)生過(guò)，該電站與f a r l a y2 號(hào)機(jī)組布置相同， 且裂紋也發(fā)生在幾乎相同的位置。這類應(yīng)力事件的存在促使了n r c 題為“熱分 層引起的未預(yù)期管道運(yùn)動(dòng)”8 8 - 8 0 信息告示的發(fā)表，隨后又發(fā)表了題為“熱分 層引起的管道變形”8 8 8 7 信息告示。這兩份信息告示都強(qiáng)調(diào)了熱分層對(duì)管系設(shè) 計(jì)完整性的重要。1 9 8 8 年5 月，在美國(guó)p o r t l a n d 電力公司的t r o j a n 電站中發(fā)現(xiàn)了 穩(wěn)壓器波動(dòng)管出現(xiàn)了沒(méi)有預(yù)料到的位移和管道彎曲。后被證實(shí)是由于波動(dòng)管中的 熱分層引起的，但這種工況在前期設(shè)計(jì)中根本沒(méi)有考慮。上述所有事件促使美國(guó) n r c 在1 9 8 8 年1 2 月8 8 11 公報(bào)“穩(wěn)壓器波動(dòng)管熱分層”發(fā)表1 13 1 。在這份報(bào)告中 要求所有的壓水堆核電站( 包括已建、在建和擬建壓水堆) 業(yè)主要建立和實(shí)施證 實(shí)穩(wěn)壓器波動(dòng)管完整性的計(jì)劃，并向核管會(huì)呈報(bào)解決這個(gè)問(wèn)題所采取的措施。要 求業(yè)主在考慮熱分層的影響下，按照美國(guó)最新a s m e 規(guī)范要求，重新對(duì)穩(wěn)壓器波 動(dòng)管的完整性進(jìn)行評(píng)定。 按照n r c8 8 11 公報(bào)的要求，對(duì)于運(yùn)行的壓水堆核電站，必須立刻要采取的 措施可歸納為： ( 1 ) 在公報(bào)發(fā)表七天后的第一次冷停堆過(guò)程中應(yīng)按照a s m e 規(guī)范第x i 篇 v t 一3 的要求進(jìn)行目測(cè)巡視； ( 2 )進(jìn)行電站單獨(dú)或同一設(shè)計(jì)電站包絡(luò)分析，論證波動(dòng)管在電站設(shè)計(jì)壽命 期間滿足設(shè)計(jì)規(guī)范和其他最終安全分析報(bào)告所承諾的內(nèi)容。對(duì)于運(yùn)行超 7 壓水堆核電廠熱分層現(xiàn)象研究 過(guò)十年的電站，應(yīng)在四個(gè)月內(nèi)提交分析報(bào)告：對(duì)于運(yùn)行不滿十年的電站 應(yīng)在一年內(nèi)提交分析報(bào)告。如果分析表明不能滿足上述要求，應(yīng)提交連 續(xù)運(yùn)行的判據(jù)或讓電站冷停堆，如果可能的話，按下面兩款進(jìn)行詳細(xì)分 析； ( 3 )通過(guò)監(jiān)測(cè)或其他類似電站獲得熱分層、熱紋振蕩和管線變形等有關(guān)數(shù) 據(jù)。如果從其他電站獲得數(shù)據(jù)，應(yīng)當(dāng)論證該電站與其它電站在幾何結(jié)構(gòu) 和運(yùn)行上的相似性； ( 4 ) 對(duì)波動(dòng)管進(jìn)行詳細(xì)的應(yīng)力和疲勞分析。 公報(bào)的發(fā)表促使了穩(wěn)壓器波動(dòng)管熱分層研究的廣泛開(kāi)展。 2 3 壓水堆核電廠反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)設(shè)計(jì)、運(yùn)行特性 壓水堆反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)的主要功能是將反應(yīng)堆堆芯正常運(yùn)行時(shí)產(chǎn)生的熱量 傳給蒸汽發(fā)生器，蒸汽發(fā)生器產(chǎn)生推動(dòng)汽輪發(fā)電機(jī)組所需的飽和蒸汽。在反應(yīng)堆 停堆時(shí)，先依靠反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)將熱量傳給二回路，然后利用余熱排出系統(tǒng)使 反應(yīng)堆冷卻至冷停堆或換料溫度。 目前商用壓水堆核電站的主冷卻劑系統(tǒng)一般都是由兩個(gè)到四個(gè)環(huán)路與反應(yīng)堆 壓力容器( 又稱壓力殼) 相連，每個(gè)環(huán)路都有一臺(tái)主冷卻劑泵( 簡(jiǎn)稱為主泵) ， 一臺(tái)蒸汽發(fā)生器。整個(gè)系統(tǒng)共用一臺(tái)穩(wěn)壓器。反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)依靠穩(wěn)壓器獲得 壓力控制能力。當(dāng)反應(yīng)堆穩(wěn)態(tài)運(yùn)行時(shí)，穩(wěn)壓器把反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)的壓力控制在 正常范圍內(nèi)；當(dāng)發(fā)生一般事故工況時(shí)，在有關(guān)輔助系統(tǒng)配合下，把反應(yīng)堆冷卻劑 系統(tǒng)的壓力變化控制在允許范圍內(nèi)；當(dāng)發(fā)生重大工況時(shí)，反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)的壓 力變化超出允許范圍時(shí)，提供超壓或低壓保護(hù)，以防止堆芯及其他設(shè)備的損壞。 此外，在反應(yīng)堆啟動(dòng)或停堆時(shí)，穩(wěn)壓器按反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)的要求，控制系統(tǒng)壓 力按預(yù)定的程序升溫或降溫。 r 壓水堆核電廠熱分層現(xiàn)象研究 在壓力殼和蒸汽發(fā)生器之間的管道稱主管道熱段，蒸汽發(fā)生器與主冷卻劑泵 之間的管道稱主管道的u 形段( 又稱過(guò)渡段) ，主冷卻劑泵和壓力殼之間的管道 稱主管道的冷段，穩(wěn)壓器底部和主管道熱段相連的管道稱穩(wěn)壓器波動(dòng)管，簡(jiǎn)稱波 動(dòng)管。除此以外，主系統(tǒng)還包括穩(wěn)壓器安全閥、卸壓閥以及卸壓箱等組成。典型 的兩環(huán)路反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)布置見(jiàn)圖2 1 。3 0 0 m w e 反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)主管道以及 穩(wěn)壓器設(shè)計(jì)參數(shù)見(jiàn)表2 1 。 穩(wěn)壓器是一只立式園筒形高壓容器，頂部有一個(gè)噴霧接管，圖2 2 給出穩(wěn)壓 器噴霧系統(tǒng)的簡(jiǎn)單流程。在運(yùn)行時(shí)，穩(wěn)壓器下部為飽和水，上部為飽和蒸汽形成 的汽腔。飽和水空間一般占穩(wěn)壓器總裝容積的2 5 至6 0 之間，這完全取決于電站 運(yùn)行工況。在升溫過(guò)程中，從氣腔剛形成時(shí)刻至熱備用狀態(tài)，飽和水空間大約維 持在穩(wěn)壓器總裝容積的2 5 至3 5 之間；在電站升功率階段，飽和水空間根據(jù)反應(yīng) 堆熱功率不同在2 2 至5 0 之間波動(dòng)。 穩(wěn)壓器汽腔起著穩(wěn)定壓力作用。波動(dòng)管是穩(wěn)壓器控制主系統(tǒng)壓力的主要傳輸 通道。當(dāng)主管道壓力偏高時(shí)，主冷卻劑從主管道熱段經(jīng)波動(dòng)管流向穩(wěn)壓器( 簡(jiǎn)稱 波入) ；當(dāng)主管道壓力偏低時(shí)，主冷卻劑從穩(wěn)壓器經(jīng)波動(dòng)管流向主管道熱段( 簡(jiǎn) 稱波出) 。當(dāng)主管道中由于某種原因，壓力突然升高時(shí)，噴霧閥打開(kāi)，主管道冷 段來(lái)的水噴入穩(wěn)壓器，冷凝部分蒸汽，使系統(tǒng)壓力降低。相反，當(dāng)主系統(tǒng)的壓力 偏離正常值而下降時(shí)，穩(wěn)壓器底部的電加熱器投入，使部分飽和水變成蒸汽，維 持壓力，阻止壓力下降。 穩(wěn)壓器的噴霧管上配有針形閥，有一股連續(xù)的噴霧流流向穩(wěn)壓器。連續(xù)噴霧 流來(lái)自主管道冷段，經(jīng)穩(wěn)壓器、波動(dòng)管，流入主管道熱段。這樣有助于維持穩(wěn)壓 器內(nèi)水化學(xué)成分和溫度的均衡，使穩(wěn)壓器和主管道中的硼濃度均勻；同時(shí)還防止 波動(dòng)管因散熱而溫度過(guò)低，造成波入、波出對(duì)穩(wěn)壓器和熱段接管的熱沖擊。 壓水堆核電廠熱分層現(xiàn)象研究 表2 13 0 0 m w e 反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)主管道以及穩(wěn)壓器設(shè)計(jì)參數(shù) 內(nèi)容數(shù)值 單位 主管道運(yùn)行壓力( 表壓) 1 5 2 0 m p a 冷卻劑熱工設(shè)計(jì)流量 2 4 0 0 0 t h 冷卻劑機(jī)械設(shè)計(jì)流量 2 7 0 0 0 t h 反應(yīng)堆冷卻劑滿功率運(yùn)行時(shí)冷段溫度 2 8 7 9 反應(yīng)堆冷卻劑滿功率還行時(shí)熱段溫度 3 1 6 1 反應(yīng)堆冷卻劑滿功率運(yùn)行時(shí)平均溫度 3 0 2 冷卻劑冷熱段溫差 2 8 2 主管道設(shè)計(jì)壓力 1 7 1 6 m p a 主管道設(shè)計(jì)溫度 3 5 0 穩(wěn)壓器設(shè)計(jì)壓力 1 7 1 6m p a 穩(wěn)壓器設(shè)計(jì)溫度 3 7 0 穩(wěn)j 土器滿功翠迢仃時(shí)還仃溫度 3 4 3 壓水堆核電廠熱分層現(xiàn)象研究 圖2 一l 典型的兩環(huán)路反應(yīng)堆冷卻荊系統(tǒng)布置簡(jiǎn)圖 f i g 2 - it y p i c a lt w o l o o pr e a c t o rc o o l a n ts y s t e m ( r c s ) l a y o u t 壓水堆核電廠熱分層現(xiàn)象研究 蕊 - 圖2 - 2 穩(wěn)壓器噴霧系統(tǒng)的簡(jiǎn)單流程 壓水堆核電廠熱分層現(xiàn)象研究 2 4 壓水堆核電廠穩(wěn)壓器波動(dòng)管熱分層現(xiàn)象描述 在壓水堆核電廠運(yùn)行中，反應(yīng)堆冷卻劑在穩(wěn)壓器中呈蒸汽一水兩相共存的飽和 狀態(tài)，而主管道中的冷卻劑是欠飽和的。這樣穩(wěn)壓器中的冷卻劑溫度比主管道中 的溫度高得多。來(lái)自熱段的流體，溫度低，密度高，占據(jù)管道截面的下部，而來(lái) 自穩(wěn)壓器的流體，溫度高，密度低，占據(jù)管道截面的上部，形成熱分層。熱分層 嚴(yán)重程度隨穩(wěn)壓器與主管道熱段之間溫差的增加和冷卻劑流率減少而增加。一般 來(lái)說(shuō)，電站功率運(yùn)行時(shí)，穩(wěn)壓器與熱段之間溫差相對(duì)小，熱分層嚴(yán)重程度和影響 較??；在升溫或降溫某些階段，系統(tǒng)溫差可高達(dá)1 8 0 。c ，熱分層比較嚴(yán)重。具 體數(shù)值要取決于電站的升降溫模式。 就壓水堆核電站啟動(dòng)來(lái)說(shuō)，有氣腔型升降溫模式和水實(shí)體型升降溫模式，這 完全取決于穩(wěn)壓器在升，降溫過(guò)程中汽腔于何時(shí)建立，消失。 采用氣腔型升溫模式的電站，是氣腔于第一臺(tái)反應(yīng)堆冷卻劑泵啟動(dòng)之前一剎 那或之后一剎那就形成。為了使泵密封能正確地發(fā)揮其功能和避免泵吸入段閃蒸 汽泡吸入，在泵啟動(dòng)之前需保持2 4 6 m p a 系統(tǒng)壓力。在這個(gè)壓力下，為了形成汽 腔，必須把穩(wěn)壓器內(nèi)水加熱到大約2 2 3 9 。c 。此時(shí)，反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)中的冷卻 劑溫度相對(duì)維持不變，大約在4 8 9 。c 到8 2 。c 之間，需依賴于如反應(yīng)堆余熱排 出系統(tǒng)投入、堆芯余熱以及反應(yīng)堆冷卻劑泵投入。在這種工況下，穩(wěn)壓器內(nèi)水溫 約2 2 39 。c ，主管道內(nèi)冷卻劑溫度約為4 8 9 。c 到8 2 。c 之間，使波動(dòng)管熱分 層最嚴(yán)重，系統(tǒng)溫差最大，系統(tǒng)壓力相對(duì)較低，故氣腔對(duì)小的壓力變化比較敏感， 其結(jié)果是發(fā)生交替波進(jìn)和波出，分別使相對(duì)冷的水和熱的水交替進(jìn)入波動(dòng)管。 氣腔型降溫模式引起類似的熱分層情況。在降溫過(guò)程中，反應(yīng)堆冷卻劑溫度 在氣腔消失之前就降低。在最后一臺(tái)反應(yīng)堆冷卻劑泵關(guān)掉之后或之后不久，氣腔 壓水堆核電廠熱分層現(xiàn)象研究 消失。在降溫過(guò)程中，此時(shí)系統(tǒng)溫差較高，熱分層較嚴(yán)重。一般來(lái)說(shuō)，降溫過(guò)程 中系統(tǒng)溫差較升溫過(guò)程小，因相對(duì)來(lái)說(shuō)降溫過(guò)程中反應(yīng)堆冷卻劑溫度較熱。 采用水實(shí)體型升溫模式的電站在升溫過(guò)程中形成氣腔時(shí)間比較晚。在氣腔形 成之前，反應(yīng)堆冷卻劑泵就已啟動(dòng)并主要用于加熱系統(tǒng)( 1 2 1 。c 到1 7 6 7 。c ) 。 在升溫過(guò)程中，穩(wěn)壓器噴淋投入使用，通過(guò)穩(wěn)壓器使反應(yīng)堆冷卻劑產(chǎn)生循環(huán)，維 持硼濃度均勻，同時(shí)也有助于系統(tǒng)溫差保持或接近o 。c 。當(dāng)電加熱投入使用， 氣腔形成時(shí)( 大約2 4 6 m p a ) ，系統(tǒng)溫差不大于111 。c 。降溫過(guò)程情況類似， 在相對(duì)高的反應(yīng)堆冷卻劑溫度下氣腔消失。 當(dāng)電廠處于正常穩(wěn)定運(yùn)行狀態(tài)，波動(dòng)管熱分層狀態(tài)也比較穩(wěn)定，這時(shí)的分層 稱之為穩(wěn)態(tài)分層。由于某種原因( 如主回路內(nèi)壓力降低) ，可使穩(wěn)壓器內(nèi)冷卻劑 向主管道熱段方向的流量增加，冷熱流體的分界面( 由于熱傳導(dǎo)，不存在明顯的 分界面，溫度是逐漸過(guò)渡的) 下降，這種冷卻劑從穩(wěn)壓器流向主管道熱段( 我們 稱之為波出工況) ，冷熱流體分界面下降，直至消失，當(dāng)流量足夠大時(shí)，會(huì)使整 個(gè)管道截面處于穩(wěn)壓器的熱流體溫度。相反，由于某種原因，冷卻劑從主管道熱 段流向穩(wěn)壓器( 我們稱之為波入工況) ，冷熱流體分界面上升，當(dāng)流量足夠大時(shí)， 會(huì)使整個(gè)管道截面處于主管道熱段的冷流體溫度。 穩(wěn)壓器波動(dòng)管一般設(shè)計(jì)成有一定的坡度，從穩(wěn)壓器下面的彎管向下傾斜到反 應(yīng)堆冷卻荊系統(tǒng)主管道熱段。坡度一般在o 到5 度之間。坡度大小對(duì)熱分層的影 響非常明顯。坡度越小，熱分層越嚴(yán)重。 根據(jù)熱分層影響程度不同，可將波動(dòng)管正常異常工況下各瞬態(tài)下熱分層分成 波進(jìn)波出( 1 o ) 類型或波動(dòng)( f ) 類型。波進(jìn)波出類型是熱分層影響最嚴(yán)重的 瞬態(tài)，會(huì)在管道截面內(nèi)流體的頂部和底部之間引起較大的溫差。 與波進(jìn)波出類型相反，波動(dòng)類型是指管道截面內(nèi)流體的頂部和底部之間溫差 相對(duì)不大的波動(dòng)造成，主要引起熱一冷交界面液位的變化。 14 壓水堆核電廠熱分層現(xiàn)象研究 一般來(lái)說(shuō)，典型的反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)( 包括穩(wěn)壓器波動(dòng)管) 的設(shè)計(jì)瞬態(tài)在系 統(tǒng)標(biāo)準(zhǔn)設(shè)計(jì)瞬態(tài)中有定義。波動(dòng)管的設(shè)計(jì)瞬態(tài)包括兩大類 ( a ) 升溫和降溫瞬態(tài)； ( b ) 正常和異常運(yùn)行瞬態(tài)( 在a s m e 第三篇設(shè)備疲勞壽命評(píng)定中不需要考慮 緊急和事故瞬態(tài)) 。 在電站的最終安全分析報(bào)告第3 9 章節(jié)中，關(guān)于正常和異常工況各瞬態(tài)以及 發(fā)生次數(shù)都有定義8 l 。典型電站正常和異常工況所考慮的瞬態(tài)見(jiàn)表2 2 。在熱分 層分析中保持不變，只是在一些事件中要考慮熱分層影響。 升降溫在整個(gè)電站壽命期限內(nèi)次數(shù)保持不變，一般為2 0 0 次。但在每次升降 溫過(guò)程中又有很多子事件，每次子事件對(duì)應(yīng)程度不同的熱分層。 壓水堆核電廠熱分層現(xiàn)象研究 表2 2 典型核電廠正常和異常工況下的設(shè)計(jì)瞬態(tài)表 序號(hào)瞬態(tài)說(shuō)明 循環(huán)次數(shù) 備注 1 反應(yīng)堆冷卻劑泵啟動(dòng)和停閉 4 0 0 0 正常廷仃工況瞬態(tài) 2 0 1 5 滿功率之間手動(dòng)升負(fù)荷 1 5 2 i 正常運(yùn)行工況瞬態(tài) 3 0 1 5 滿功率之間手動(dòng)降負(fù)荷 5 0 0 正常運(yùn)行工況瞬態(tài) 4 以5 滿功率，分鐘速率升負(fù)荷 1 3 2 0 0 正常運(yùn)行工況瞬態(tài) 5 以5 滿功率，分鐘速率降負(fù)荷 1 3 2 0 0 正常運(yùn)行工況瞬態(tài) 6 以10 功率階躍升負(fù)荷2 ，0 0 0正常壓仃工況瞬態(tài) 7 以10 功率階躍降負(fù)荷 2 ，0 0 0 正常還仃工況瞬態(tài) 8 蒸汽排放引起的大負(fù)荷階躍變化 2 0 0 正常還仃工況瞵態(tài) 9 穩(wěn)態(tài)波動(dòng)( 初始穩(wěn)態(tài)波動(dòng)) 1 5 0 ，0 0 0 正常運(yùn)行工況瞬態(tài) 1 0 穩(wěn)態(tài)波動(dòng)( 隨機(jī)波動(dòng))3 ，0 0 0 ，0 0 0正常璉仃工況瞵態(tài) 1 1 硼濃度平衡2 6 ，4 0 0正常運(yùn)行工況瞬態(tài) 1 2 給水循環(huán)2 ，0 0 0 正常運(yùn)行工況瞬態(tài) 1 3 換料 8 0 正常運(yùn)行工況瞬態(tài) 1 4 汽輪機(jī)沖轉(zhuǎn)試驗(yàn) 2 0 正常運(yùn)行工況瞬態(tài) 1 5 一回路泄漏試驗(yàn) 2 0 0 正常運(yùn)行工況瞬態(tài) 1 6 二回路泄漏試驗(yàn) 8 0 正常運(yùn)行工況瞬態(tài) 1 7 喪失負(fù)荷 8 0 異常工況瞬態(tài) 1 8 喪失廠外電源 4 0 異常工況瞬態(tài) 1 9 部分失去反應(yīng)堆冷卻劑強(qiáng)迫流動(dòng) 8 0 異常工況瞬態(tài) 2 0 無(wú)不恰當(dāng)降溫 2 3 0 異常工況瞬態(tài) 2 1 降溫但無(wú)安全注射 1 6 0 異常工況瞬態(tài) 2 2 降溫且安全注射 1 0 異常工況瞬態(tài) 2 3 反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)意外降壓 2 0 異常工況瞬態(tài) 2 4 反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)輔助噴霧誤動(dòng)作 1 0 異常工況瞬態(tài) 2 5 控制棒下落 b o 異常工況瞬態(tài) 2 6 安全注射意外動(dòng)作 6 0 異常工況瞬態(tài) 2 7 過(guò)量給水流 3 0 異常工況瞬態(tài) 2 5 研究?jī)?nèi)容、難點(diǎn)及方法 在進(jìn)行穩(wěn)壓器波動(dòng)管完整性評(píng)定時(shí)，管系中常規(guī)熱應(yīng)力分析主要包括以下熱 應(yīng)力：( i ) 管系均勻溫度膨脹；( i i ) 沿管壁溫度梯度；( i i i ) 局部幾何和材 料不連續(xù)。 由于熱分層僅涉及到熱應(yīng)力項(xiàng)，不僅僅需要以上這些熱應(yīng)力，還需要計(jì)算因 熱分層帶來(lái)的附加應(yīng)力?？紤]到熱分層載荷的復(fù)雜性，準(zhǔn)確計(jì)算管壁上任一點(diǎn)的 壓水堆核電廠熱分層現(xiàn)象研究 總應(yīng)力是一項(xiàng)相當(dāng)棘手的工作，且耗時(shí)又不經(jīng)濟(jì)。這就需要適合工程需要、采用 一種比較切實(shí)可行的方法來(lái)進(jìn)行波動(dòng)管熱分層分析。這就是本文研究的重點(diǎn)和難 點(diǎn)所在。另外，作為計(jì)算的原始輸入數(shù)據(jù)，熱分層所涉及到的各工況的具體溫度 分布以及發(fā)生次數(shù)都需要實(shí)際電站的溫度監(jiān)測(cè)或其他已監(jiān)測(cè)的相似電站數(shù)據(jù)庫(kù)來(lái) 獲得。雖然美國(guó)等國(guó)家己建立了龐大的數(shù)據(jù)庫(kù)，但由于知識(shí)產(chǎn)權(quán)等各方面的原因， 很難得到這些瞬態(tài)數(shù)據(jù)庫(kù)；國(guó)內(nèi)這方面還是一篇空白，更無(wú)從談起瞬態(tài)數(shù)據(jù)庫(kù)。 這又是該項(xiàng)工作