Известия вузов. Ядерная энергетика

Рецензируемый научно-технический журнал. ISSN: 0204-3327

Экспериментальные исследования температурных пульсаций при смешении неизотермических потоков теплоносителя в элементах оборудования ЯРУ

24.06.2019 2019 - №02 Теплофизика и теплогидравлика

С.М. Дмитриев А.В. Мамаев Р.Р. Рязапов А.Е. Соборнов А.В. Котин Д.Е. Бесчеров М.А. Большухин

DOI: https://doi.org/10.26583/npe.2019.2.10

УДК: 621.039

Обеспечение ресурса и эксплуатационной надежности оборудования реакторных установок при случайных пульсациях температуры является важной научно-технической задачей атомной энергетики. Температурные пульсации высокой интенсивности проявляются в условиях смешения неизотермических потоков теплоносителя. Термопульсации теплоносителя вызывают соответствующие, иногда весьма значительные колебания температурных напряжений металла теплообменной поверхности, которые, добавляясь к статическим нагрузкам, могут привести к усталостному разрушению элементов оборудования.

Целью работы являлось экспериментальное исследование температурного и напряженно-деформированного состояний трубного образца при воздействии локальных стохастических термопульсаций, обусловленных смешением потоков однофазного теплоносителя.

Для решения поставленных задач спроектирован и изготовлен экспериментальный участок, позволяющий реализовывать процесс неизотермического смешения потоков теплоносителя, сопровождающийся значительными температурами пульсациями. Конструкция экспериментального участка позволяет проводить исследования теплогидравлических и ресурсных характеристик трубных образцов 60×5 мм, изготовленных из сталей аустенитного класса. Разработаны средства измерения напряженно-деформированного состояния трубного образца и температурного поля потока теплоносителя в зоне смешения однофазных сред с различной температурой. Измерительные модели оснащены микротермопарами и тензорезисторами.

В результате исследований получены экспериментальные реализации пульсаций температуры, осредненные во времени профили температуры потока в зоне смешения, статистические и спектрально-корреляционные характеристики термопульсаций. По результатам измерения относительных деформаций получены расчётные значения усталостных напряжений в зоне смешения.

Разработаны устройства и методики измерения температурного и напряженно-деформированного состояний трубного образца при воздействии локальных стохастических температурных пульсаций. Разработан экспериментальный участок, обеспечивающий термосиловое нагружение поверхности металла при высоком уровне амплитуд переменных напряжений, обусловливающих быстрые темпы накопления повреждений. Полученные результаты входят в базу данных для верификации метода оценки усталостной долговечности конструкционных материалов ядерных энергетических установок применительно к аустенитной стали 12Х18Н10Т при воздействии случайных термоциклических нагрузок.

Ссылки

  1. Abib E., Bergholz S., Rudolph J. German experiences in local fatigue monitoring. //International Journal for Nuclear Power. – 2013. – Vol. 58. – PP. 284-289.
  2. Chapuliot S., Gourdin C., Payen T., Magnaud J.P., Monavon A. Hydro-thermal- mechanical analysis of thermal fatigue in a mixing tee. // Nuclear Engineering and Design. – 2005. – Vol.
  3. – PP. 575-596.
  4. Faidy C. High Cycle Thermal Fatigue: Lessons Learned From Civaux Event. / In: Materials Reliability Program: Second International Conference on Fatigue of Reactor Components (MRP-84), July 29-August 1, 2002, Snowbird, Utah. – 2002.
  5. Судаков А.В. Пульсации температур и долговечность элементов энергооборудования./ А.В. Судаков, А.С. Трофимов. – Л.: Энергоатомиздат. Ленингр. отд., 1989. – 176 с.
  6. Судаков А.В. Напряжения при пульсациях температур. / А.В. Судаков, А.С. Трофимов. – М.: Атомиздат, 1980. – 64 с.
  7. Будов В.М. Форсированные теплообменники ЯЭУ. / В.М. Будов, С.М. Дмитриев. – М.: Энергоатомиздат, 1989. – 174 c.
  8. Нормы расчета на прочность элементов оборудования и трубопроводов для судовых атомных паропроизводящих установок с водо-водяными реакторами (НП-054-04). – М.: Ростехнадзор России, 2004. – 57 с.
  9. Jhung M.J. Assessment of thermal fatigue in mixing tee by FSI analysis. // Nuclear Engineering and Technology. – 2013. – Vol. 45. – PP. 99-106.
  10. Mahaffy J., Chung B., Dubois F., Ducros F., Graffard E., Heitsch M., Henriksson M., Komen E., Moretti F., Morii T., Mьhlbauer P., Rohde U., Scheuerer M., Smith B. L., Song C., Watanabe T., Zigh G. Best practice guidelines for the use of CFD in nuclear reactor safety applications. / NEA/ CSNI/R(2007)5. – 2007.
  11. Smith, B. L. Assessment of CFD codes used in nuclear reactor safety simulations. // Nuclear Engineering and Technology. – 2010. – Vol. 42. – PP. 339-364.
  12. Smith B. L., Andreani M., Bieder U., Ducros F., Graffard E., Heitsch M., Henrikkson M., Hцhne T., Houkema M., Komen E., Mahaffy J., Menter F., Moretti F., Morii T., Mьhlbauer P., Rohde U., Scheuerer M., Song C.H., Watanabe T., Zigh G. Assessment of CFD Codes for Nuclear Reactor Safety Problems – revision 2 / OECD/NEA/CSNI/R(2014) 12. – 2015.
  13. Smith B. L., Bestion D., Hassan Y. Experiments and CFD Code Applications to Nuclear Reactor Safety (XCFD4NRS). // Special Issue: Nuclear Engineering and Design. – 2010. – Vol. 240. – PP. 2075-2382.
  14. Wakamatsu M., Nei H., Hashiguchi K. Attenuation of temperature fluctuations in thermal striping. // Journal of Nuclear Science and Technology. – 1995. – Vol. 32. – PP. 752-762.
  15. Beaufils R., Courtin. Analysis of the Father Experiment with an Engineering Method Devoted to High Cycle Thermal Fatigue. / In: Proceedings of the ASME 2011 Pressure Vessels & Piping Conference (PVP 2011), July 17-21, 2011, Baltimore, Maryland, USA. – 2011.
  16. Courtin S. High Cycle Thermal Fatigue Damage Prediction in Mixing Zones of Nuclear Power Plants: Engineering Issues Illustrated on the FATHER Case. // Procedia Engineering. – 2013. – Vol. 66. – PP. 240-249.
  17. Miyoshi K., Kamaya M., Utanohara Y., Nakamura A. An investigation of thermal stress characteristics by wall temperature measurements at a mixing tee. // Nuclear Engineering and Design. – 2016. – Vol. 298. – PP. 109 – 120.
  18. Braillard O., Edelin D. Advanced experimental tools designed for the assessment of the thermal load applied to the mixing tee and nozzle geometries in the PWR plant. / In: Advancements in Nuclear Instrumentation, Measurement Methods and their Applications, ANIMMA 2009, June 7-10, 2009, Marseille, France. – 2009.
  19. Chen M.S., Hsieh H.E., Ferng Y.M., Pei B.S. Experimental observations of thermal mixing characteristics in T-junction piping. // Nuclear Engineering and Design. – 2014. – Vol. 276. – PP. 107-114.
  20. Kamide H., Igarashi M., Kawashima S., Kimura N., Hayashi K. Study on mixing behavior in a tee piping and numerical analyses for evaluation of thermal striping. // Nuclear Engineering and Design. – 2009. – Vol. 239. – PP. 58-67.
  21. Дмитриев С.М., Спиридонов Д.В., Востриков А.А., Дмитриева Т.С. Нестационарное температурное состояние и оценка долговечности теплообменной поверхности парогенерирующего элемента с двусторонним обогревом. // Труды РНКТ-4. – 2006. – Т. 4. – С.88-91.
  22. Kuschewski M. Development and application of flow measurement methods for the investigation of nearwall temperature fields. Doctoral dissertation, University of Stuttgart. – 2015. – No: D93.

ресурс термопульсации теплоноситель температурное поле термоусталость напряженно-деформированное состояние