热疲劳论文关于核电厂辅助系统管道热疲劳论文范文参考资料

热疲劳论文关于核电站辅助系统管道热疲劳论文的范文参考资料道学明、高原、赵贺(福建福清原子能有限公司，福建福清350318 )揖摘要铱化学和容积控制系统(RCV )为核反应堆冷却系统(RCP )提供了极其重要的容积控制、反应性控制和化学控制作用，系统接收部的工作环境复杂，管道受到较大的温度变动，容易发生疲劳裂纹而泄漏(FARLEY-TIHANGE ) 可以监测这种瞬态发生情况，配合周期无损检测，有效避免热疲劳的发生，为机组安全运行提供可靠的保障。揖关键词铱热疲劳； 瞬态统计容量化系统无损检测【TM623.9【文献标志代码】A 【】1673-1069(xx)03-0190-02【作者简介】路学明(1986-)，男，福建福清人，助手工程师，从事原子能设备的检查研究。1概要金属材料疲劳是金属材料在核电站应用中的主要破坏形态，其中温度变化引起的疲劳称为热疲劳。 金属温度反复变化时，材料反复膨胀、收缩会产生作用于材料的热应力，不同方向的热应力会作用于材料上，从而在材料表面形成微小龟裂，后期会产生贯通性龟裂，这是热疲劳引起的一般破坏机制。在核电站的设计寿命内，为了减少核反应堆冷却水系统的主管、压力容器以及其他辅助系统的接收等重要部件的热疲劳破坏，核电站的相关标准显示了配管等所受到的疲劳极限，对核电站发生的机组过渡进行统计、分类和分析评价， 其主要目的是监视机组稳态运行期间各过渡情况，判断温度等参数变化对设备、管道等造成的应力冲击，进行疲劳分析。 论文分析了化学和容积控制系统的辅助管热疲劳情况。2化学及容积控制系统的基本原理化学和容积控制系统(RCV )的功能之一是容积控制，上充管位于原子炉冷却系统(RCP )的二环主泵和压力容器之间的管道(冷级)，下泄漏管位于RCP系统的三环冷级。 通过用充电降低功能吸收调节器未能吸收的部分的电路容积的变化量，来维持电路的水容积。 同时调整硼浓度调节单元的反应性。 其交接的特殊结构决定了其重要性，同时受到较大的温度变动，累积一定次数时，因热应力引起的疲劳裂纹容易发生泄漏(FARLEY-TIHANGE现象)。一回路水容积变化的原因主要是温度变化，原子炉冷却系统RCP从冷温状态(60益)升温到热状态(291益)，其比容增加约40%的正常运转时，冷却水的平均温度随着电力的变化而变化，比容也变化，造成一次水的体积变化。 另外，由于冷却系统处于155bar的高压下，泄漏也不可避免，需要补偿水的容积变化。3阀及配管的热疲劳区域形成过程正常正常运转时，RCV系统从RCP系统的三环冷级引出压力为155bar、温度为292增益的下降流，正常流量为13.6m3/h。 上充流量PTR罐和REA系统管路、上充泵将下漏流的绝对压力提高到177bar，通过上充流量调节阀RCV046VP通过再生热交换器用下漏流加热后，进入RCP系统2回路的冷级1。为了使机组保持一回路容积和反应性平衡，打开第二组下泄漏节流孔，下泄漏流量增加100%，通过动态平衡将上填充流量调整到最大，同时在这个过程中一定经历上填充温度最大下降恢复的过程。 在这种情况下，上填充温度的下降达到45.6利益，施加于接收部的热应力非常大，累积一定的次数一定会引起配管的热疲劳。根据系统配管设计图，上充流通过RCP223VP止回阀与RCP系统配管连接，RCP配管内的流体温度与一次冷却温度一致，在正常运转中几乎维持在292-293增益之间。 正常上的充流温度因下泄漏流量的激增而急剧下降，即止回阀前温度下降，阀后温度不变化，则在止回阀的位置形成冷热流的冲击，对阀的强度产生一定的影响，阀后流体以快的流速混合后形成湍流，混合区的流体温度急剧变化，该区域和下游配管的热疲劳4核电站的有效应对在核电站的运转(包括运转过渡)和起动停止炉的过程中，根据温度的变化，设备和配管有可能发生热疲劳，由此产生的损伤直接影响原子炉的安全。 因此，为了更好地监视机组状态，防止管道设备发生疲劳，核电站制定了一系列监测和检测机组状态的措施。4.1过渡统计电厂上游设计文件显示，员工每天监视机组的过渡发生，进行统计分类，在运行中发现不需要的机组的过渡发生，提出运行要求，有效避免疲劳机组的过渡发生。4.2无损检测由于疲劳现象的隐蔽性，虽然核电站设计阶段不能完全根除热疲劳现象的发生，但电站从热疲劳机制中筛选出潜在的热疲劳区域，在机器检查过程中进行周期性检查，确保机器的安全运行。对于上述RCV系统和RCP系统接管地区阀门和管道，发电站制定了驻役检测大纲，制定了无损检测的十年计划，对该地区不同部件分别制定了不同周期的目视检测(VT )、放射线检测(RT )和渗透检测(PT )等检测措施5结论和建议为了使核电站管道设计复杂、辅助管道多、相互功能互补、共同保护机组安全，RCV管道的热疲劳状况只是电厂各系统管道的缩影。 高低压安全注入系统、馀热排放系统等作为重要的安全辅助系统，有连接RCP系统的线路，该线路的监测也很重要。 据统计，1970年1999年，世界核工业界发生了54起因管道热疲劳而引起的管道破裂事件，其中有高压安注管道破裂而机组停止运转，馀热排出系统管道破裂而发生机组风险