摘要：针对核电站中常见的用于冷热流体混合的T型三通管道,以往的研究多侧重混合流体的特性和温度分布预测,提出简化的热疲劳评估方法,分析了JSME导则的热疲劳评估方法的优缺点,并通过试验研究归纳流体混合特性。试验表明,随着动量比的增加,混合流体的温度波动强度同步增大,最大的无量纲方根温差为0.26;混合流体的温差大小对于温度波动强度的影响十分有限,仅为5%。试验同时表明,混合流体在0.05~2 Hz区间并没有典型的主导频率。基于以上结果,得到并提出了一种评估方法,将T型管道简化为轴对称管道模型,并将载荷简化为一系列正弦温度波动载荷,波动温差为名义温差的75%。经过对某核电站RHR系统检测中出现裂纹的T型管道开展分析,该部件在温差大于150℃冷热流体混合作用下的累计运行时间约为726 h,常见的压水堆核电站RHR系统运行规程规定的有效运行时间为450 h,其可以较好地管控疲劳风险;JSME方法分析预估疲劳寿命为1190 h,对本案例不是足够保守;使用本分析方法预估的疲劳寿命为587 h,可以更好地预测本案例的疲劳寿命,进而有效识别热疲劳风险和指导运行和维修。

摘要：摘要:应用三维热工水力程序AQUA对冷热流体混合时发生的热现象进行了数值分析,并用简化基本方程归一化方法对影响该热现象流动参数分布的因素进行了讨论。结果表明,流场与温度场计算结果与归一化分析相符,温度波动计算结果与自然规律一致。这表明AQUA程序能较好地模拟冷热流体混合时发生的热现象。