核电站管道流固耦合应力分析

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1、硕士学位论文核电站管道流固耦合应力分析StressAnalysisofPipelineinNuclearPowerPlantwithFluid．．StructureInteractionMethod学号：21003076完成日期：2012—4—20大连理工大学DalianUniversityofTechnology大连理工大学学位论文独创性声明作者郑重声明：所呈交的学位论文，是本人在导师的指导下进行研究工作所取得的成果。尽我所知，除文中已经注明引用内容和致谢的地方外，本论文不包含其他个人或集体已经发表的研究成果，也不包

2、含其他已申请学位或其他用途使用过的成果。与我一同工作的同志对本研究所做的贡献均己在论文中做了明确的说明并表示了谢意。若有不实之处，本人愿意承担相关法律责任。学位论文题目：舨略始镶洫如闰jf；；蜀每想力劈耕作者签名：堕垡螫日期：—生年—L月卫日大连理工大学硕士学位论文摘要管道在核电站的主要作用是输送流体和热量，管道的连接使得核电站各设备形成完整的回路。然而，核电站的工作原理使得管道中存在非等温流，导致管道经常出现热疲劳事故。特别是一回路的T型管道，管壁承受高压高温流体作用，并冷、热水高速混合流动，更容易发生热疲劳事故。核

3、电站安全运行始终是最重要的，热疲劳事故却严重影响了核电站的安全。本文针对核电站一回路T型管道的热疲劳现象，采用单向流固耦合的方法，利用商业软件ANSYS—Workbench，进行数值模拟研究。通过对管内流体和管壁分别进行数值分析，研究了管内流体的流动状态和管壁的应力分布。并研究了来流速度和温度等不同的运行工况对管壁应力的影响。发现管壁最大应力随流速比(支管流速与主管流速的比值)有规律变化，当流速比为1．15时，管壁的最大应力最小；管壁应力受绝对温度的影响较小，但受温差的影响较大，并随温差的增大基本呈线性增大；当温度有波

4、动时，较小的温度波动将使管壁应力产生较大波动。本文还研究了其他几个主要因素对管壁应力的影响，如壁厚、管壁热膨胀系数和约束条件。发现较厚的管壁、较小的热膨胀系数和合理的约束都可以减小管壁的应力。通过本文的研究，找到了不同的运行工况及其他几个因素对管壁应力的影响规律，可以对核电站一回路T型管道在设计、安装和运行过程中提供参考依据。关键词：核电站：管道：流固耦合：应力分析核电站管道流固耦合应力分析StressAnalysisofPipelineinNuclearPowerPlantwithFluid-StructureInt

5、eractionMethodAbstractThemainfunctionofpipelineinnuclearpowerplant(NvP)istotransportfluidandheat，andtheequipmentsinNPPformacompleteareconnectedbypipelines．However．thethermalfatigueaccidentsoftenOCCUrinpipelines，becauseofthenonisothermalflowexistinginthepipeline．

6、Especially，thermalfatigueaccidentiseasytooccurintheT-shapepipesintheprimarycircuit，becausetheyaresubjectedtonotonlythehighpressureandhightemperature，butalsoofthecoldandhotfluidsaremixedherewitllhigh-speed．ThesafetyoperationisalwaysthemostimportantinNPP．buttherma

7、lfatigueaccidenthasseriouslyinfluencedthesafetyofNPP．T11ispaperstudiesthethermalfatiguephenomenonofT—shapepipelinesintheprimarycircuitofnuclearpowerplantusingfluid—structureinteractionnumericalsimulationmethod．andcommercialsoftwareANSYS．Workbench．Westudythefluid

8、flowinthepipelinesandthestressofpipewallbynumericalcalculation．neinfluencesofdifferentworkingconditionsonpipewallstressarestudied，suchasvarietyofvelocityandtemperatur