核电厂稳压器波动管热震荡应力评估研究

典型的管道分析会对所有预期的热载荷进行评估,研究表明核电厂稳压器波动管会经受非预期的并伴随热分层现象产生的热震荡载荷。利用理论分析方法推导出便于求解的半解析公式,并对其进行了工程实例验证,从而验证推导的半解析公式的正确性。同时采用半解析公式评估了核电厂典型的稳压器波动管在热分层温差不同时热震荡载荷导致管道内壁产生的局部峰值应力,并根据ASME规范评估了稳压器波动管热震荡应力对管道疲劳的影响。研究结果表明,核电厂在升温或停堆期间热震荡载荷对波动管的疲劳使用系数影响较小;在核电厂长时间的正常运行期间,当稳压器波动管横截面垂直方向的温差达到临界值时,热震荡载荷对波动管的疲劳使用系数影响非常显著。