核电厂管道热疲劳机理与防治
核电厂管道振动原因分析及优化措施
核电厂管道振动原因分析及优化措施发布时间：2022-08-18T02:35:33.409Z 来源：《科学与技术》2022年第30卷7期作者：苗宁于德宝[导读] 随着我国社会经济的发展，对电能的需求也越来越大，人们日常的学习工作都无法缺少电。
如今我国社会发展日新月异苗宁于德宝国核示范电站有限责任公司山东省威海市 264200摘要：随着我国社会经济的发展，对电能的需求也越来越大，人们日常的学习工作都无法缺少电。
如今我国社会发展日新月异，市场经济也随之迅速发展。
电力企业的安全生产，对于国民经济的稳定运行具有一定的影响作用。
作为当今电力能源网中关键重要一环的核电站，其安全生产尤为重要，核电站管道振动是由多方面因素造成的，其影响着核电站的运行和维护。
对于核电站管道振动的原因，相关技术人员必须引起重视，认真分析管道振动的原因，采取有效的优化措施，以降低核电站生产风险。
关键词：核电厂；管道振动；原因分析；优化措施探究一、导语当前社会已进入高速发展时期，社会发展和人民日益提高的生活水平都需要更多的能源供给，其中电力能源的需求更是与日俱增。
但如火电这样的传统电力在带来能源供给的同时，也带来严重的环境问题，也越来越不满足环保方面的要求，而核能作为重要的清洁能源则越来越被各国政府重视。
近年来各国纷纷批复兴建核电站，其中我国的核电站建设尤为快速。
在任何一个电站中管道都是最多的，核电站也不例外，大部分管道长时间振动都会带来一些问题，比如管道因振动而开裂，管道因长时间振动工作引起振动疲劳，严重时可能导致核电厂停机，更严重时甚至可能发生炸裂从而导致严重事故。
核电厂管道发生振动的原因有很多，核电厂管道振动的产生原因需要我们去细细探究，避免因小失大，造成大的危害。
二、旋转设备诱发的振动及优化措施旋转设备是核电厂必不可少的设备，它们的在运转过程中不同程度的给和它相连的管道传递激振力，这也是诱发核电厂管道振动的一个主要因素。
相关专业人员曾对秦山600MW核电厂1号机组的16个系统228个点位的管道振动进行测量，其中6.6%点位的振动超限；在2号机组 16个系统167个点位中，有4.2%的点位振动超限，以上振动主要在设冷水系统中，而与它们相连的旋转设备中有l0%的振动略大，为C级[1]。
核二三级管道疲劳分析方法简介
刘 雪林 ，刘 美平 （深 圳 中广核 工程 设计 有 限公 司 ，广 东 深圳 ５１８１７２）
摘
要：在 核
电站
的建 造设 计过 程 中 ，为
了防止管道 失 效 ，ＲＣＣ—Ｍ
规 范规定
，除
了应考 虑
自重 、
压
力
和 地 震等 载荷 变化 导致 的应 力 变化 外 ，还 规定 应该 考 虑 热膨 胀 和 热弯 曲应 力 变化 对 管道 疲 劳 的 影
ｄ ｎｇ ｓｔｒｅｓｓ ｏｎ ｐｉｐｅｌｉｎｅ ｆａｔｉｇｕｅ ｓｈｏｕｌｄ ａｌｓｏ ｂｅ ｃｏｎｓｉｄｅｒｅｄ ｔｏ ｐｒｅｖｅｎｔ ｐｉｐｅ ｆａｉｌｕｒｅ
．
Ｉｎ ｔｈｅ ｃｈａｐｔｅｒ Ｂ３６５０，ｉｔ
ｃ１ｅａｒ‘Ｙ ｓｔａｔｅｓ ｔｈａｔ ｎｕｃｌｅａｒ ｃｌａｓｓ １ ｐｉｐｅ ｍｕｓｔ ｂｅ ｄｅｔａｉｌｅｄ ｆａｔｉｇｕｅ ａｎａｌｙｓｉｓ ．
Ｔｈｅ ｒｅｓｕｌｔｓ ｓｈｏｗ ｔｈａｔ，ｗｈｅｎ ｓｕｂｊｅｃｔｅｄ ｔｏ ｌａｒｇｅ ｔｅｍ．
ｐｅｍｔｕｒｅ ａ删 ｐｒｅｓｓｕｒｅ ｄｉｆｆｅｒｅｎｃｅ，ｎｕｃｌｅａｒ ｃｌａｓｓ ２ ａｎｄ ｃｌａｓｓ ３ ｐｉｐｅｌｉｎｅ ｓｈｏｕｌｄ ｍａｋｅ ｄｅｔａｉｌｅｄ ｆａｔｉｇｕｅ ａｎａ１ｖ ．
响。ＲＣＣ—Ｍ 规 范 Ｂ３６５０篇 明确规定 核 一级 管道 必须进 行 详 细 的疲 劳分 析 ， 而二 三级 管 道 需 要按 照 Ｃ３１１２篇 疲 劳排 除方 法来确 定是 否 需要 做 详 细 疲 劳 分析 。 不 能 满足 疲 劳排 除 原 则 的核 二 三 级
管 线进行 详 细疲 劳分 析 ，能够 满足 疲 劳排 除原则 的 管线不 需 要进行 详细 的疲 劳分 析 ， 但 需 要在 管道 压力 计算 时考 虑应 力 范 围减 弱 系数 。详 细 介 绍 ＲＣＣ—Ｍ 规 范 中疲 劳 排 除 以及 应 力 范 围减 弱 系 数
核电厂热疲劳监测技术研究
核电厂热疲劳监测技术研究凌君;刘洪涛;章贵和;孟阿军;何大宇【期刊名称】《原子能科学技术》【年(卷),期】2014(000)0z2【摘要】核电厂安全运行和设备寿命管理已成为核工业领域关注的重要问题，尤其是如何准确地确定超设计寿命电厂的典型设备老化参数（如应力、累积使用因子等）。
然而，目前大多核电厂疲劳监测系统都是基于ASM E规范研发的，未分析管道内环境对疲劳分析的影响。
本文提出了一种满足美国核管会（N RC ）RG1.207导则的疲劳监测方案，该方案将考虑环境因素对疲劳分析的影响。
同时，新的疲劳评估方法具有通用性，可结合核电厂DCS运行数据，为电厂延寿提供数据支持。
【总页数】5页(P921-925)【作者】凌君;刘洪涛;章贵和;孟阿军;何大宇【作者单位】深圳中广核工程设计有限公司，广东深圳 518045;深圳中广核工程设计有限公司，广东深圳 518045;深圳中广核工程设计有限公司，广东深圳518045;深圳中广核工程设计有限公司，广东深圳 518045;深圳中广核工程设计有限公司，广东深圳 518045【正文语种】中文【中图分类】TL35【相关文献】1.核电厂疲劳监测系统管壁导热反演数值计算方法 [J], 刘浪;孟阿军;凌君;何大宇2.疲劳监测系统在核电厂老化管理及延寿中的应用研究 [J], 孟阿军;刘浪;凌君;刘洪涛;章贵和3.核电厂金属疲劳监测过程中环境影响疲劳评价方法研究 [J], 罗亚林;刘新;陈蓉;陈先龙;何大宇4.单位瞬态法在核电厂疲劳监测系统中的应用 [J], 刘浪;凌君;曹雷生;何大宇5.核电厂热疲劳监测系统开发与应用 [J], 张彦召;朱斌;陈明亚;梅金娜因版权原因，仅展示原文概要，查看原文内容请购买。
核电装置运行管道的疲劳分析与管理
核电装置运行管道的疲劳分析与管理核电装置作为一种重要的清洁能源发电设施，在能源领域具有重要的地位和作用。
核电装置的安全运行对于保障能源供应、维护社会稳定至关重要。
在核电装置的运行过程中，管道系统的疲劳分析与管理显得尤为重要。
本文将从核电装置管道疲劳的定义、原因分析、分析方法及管理措施等方面进行探讨。
首先，我们需要了解什么是核电装置管道的疲劳。
核电装置中的管道系统受到温度和压力的双重作用，长期运行后可能出现疲劳现象。
若管道系统的疲劳程度超过了其设计寿命，则可能导致管道破裂、泄漏等安全事故发生。
因此，对于核电装置管道系统的疲劳进行准确的分析与管理具有重要意义。
其次，我们需要分析核电装置管道疲劳的原因。
首先，温度变化是导致核电装置管道疲劳的重要原因之一。
核电装置中的管道在运行过程中受到高温的影响，而温度的变化会导致管道的热膨胀和冷缩，从而对管道材料造成应力，增加了管道疲劳的风险。
其次，压力波动也是导致核电装置管道疲劳的重要原因。
在核电装置运行过程中，由于负载的变化以及工艺操作的调整，管道的压力会发生波动，导致管道的应力变化，从而增加了疲劳的风险。
为了准确评估管道的疲劳程度，我们需要采用合适的分析方法。
一种常用的方法是通过有限元分析对管道进行疲劳寿命预测。
该方法可以模拟管道在不同工作条件下的应力分布情况，进而预测管道的疲劳寿命。
同时，还可以通过实测数据与模拟结果进行对比，验证预测结果的准确性。
在核电装置管道疲劳的管理方面，我们可以采取以下措施。
首先，建立管道疲劳监测系统，对核电装置的管道进行实时监测，及时发现疲劳的预警信号。
其次，制定合理的检修计划，对疲劳程度较高的管道进行定期检修和维护，对存在隐患的管道进行必要的更换和修复。
同时，加强人员培训，提高操作人员的安全意识和技术水平，确保管道的安全运行。
此外，科学合理地设计管道系统也是降低疲劳风险的关键。
在核电装置管道系统的设计过程中，应考虑到温度和压力的变化，合理选择管道材料，设计合适的支撑结构和阻尼装置，以减少管道的疲劳程度。
分析核电厂重要仪表管线振动疲劳测试与治理
1552019.7MEC 经营战略MODERNENTERPRISECULTURE一、处理老化问题要求对于设备老化处理要求，设备的循环操作会对部件的寿命有影响，这类影响主要来自于机械磨损。
因为这种磨损是没有办法避免的，所以除非有确切的数据来证明该设备没有严重磨损，否则就应该在规定的条件下进行次数运行老化，这是根据安全级数字化控制系统设备老化定理来处理一些设备老化的问题。
但是，当安全级数字化设备处于相对平稳的环境中时，就不存在明显的老化，也不用确定设备的寿命，正因为这样，这类设备就不用进行老化实验了，当设备所处的地区累积辐射量不会太高，就可以不考虑辐射老化问题，也可以不进行相应的实验。
二、环境要求对于核安全DCS 的环境要求，RCC-E 规范里的环境要求十分严格，在我国，最先符合该规范要求的比如说像M310堆型的核电厂就是一个很好的例子。
但是，不同的核电厂对环境的要求也不尽相同，比较典型的像国内AP1000堆型的核电厂对环境的要求就是：首先就要满足NUREG-0800认可的环境要求，再根据不同情况遵从别的规范。
就目前的实际鉴定结果而言，国内并没有一个统一的核电标准要遵循的环境要求，大都是走一步看一步，所以也可以这样认为，核安全级DCS 设备的鉴定要满足RCC-E 中所规定的环境条件，还应该符合国内具体核电厂地址的一些要求。
三、理化性能检测对于核级仪表管的理化性能检测，首先需按照炉批号、同一规格、同一制造工艺不同公称外径及壁厚做出数量约定，方便进行取样。
核级仪表管理化检测项目一般包括化学成分、力学性能(含高温拉伸)，工艺性能、晶间腐蚀及洛氏硬度等，对于316L 不锈钢，化学成分中还需控制Co、B 含量，以保证其相关工艺性能。
对于壁厚小于2mm 的核级仪表管，无法直接检测其洛氏硬度，根据检验设备的不同，一般采用表面洛氏硬度H R 15T 或维氏硬度HV 检测后换算成洛氏硬度的方法。
核级仪表管的硬度是其重要的检测指标，是仪表管与卡套接头匹配的重要技术参数，仪表管的硬度一般为不超过85H R B 为宜。
“华龙一号”核一级管道的疲劳分析
第41卷第1期核科学与工程Vol.41 No.1 2021年2月Nuclear Science and Engineering Feb.2021“华龙一号”核一级管道的疲劳分析宁庆坤，陈 丽，王艳苹（中国核电工程有限公司，北京 100840）摘要：核电厂整个服役期间，核一级管道承受复杂的温度和压力瞬态，因此需要进行管道的疲劳分析。
本文对“华龙一号”中核一级管道的疲劳分析这一关键技术展开研究，分别采用施加瞬态曲线和温度梯度的方法进行了管道疲劳分析，并对结果进行了优化，完成了“华龙一号”中核一级管道的疲劳分析。
本文可为核电厂中核一级管道的疲劳分析提供方法和参考。
关键词：管道；疲劳；分析中图分类号：TL48文章标志码：A文章编号：0258-0918（2021）01-0037-06Fatigue Analysis of Nuclear Class 1 piping ofHRR1000NING Qingkun，CHEN Li，WANG Yanping（China Nuclear Power Engineering Co.，Ltd.，Beijing 100840，China）Abstract：During the whole service period of nuclear power plant, the nuclear class 1 piping is subjected to complex temperature and pressure transients, so the fatigue of the piping is necessary. In this paper, the key technology of fatigue analysis of class 1 piping of HPR1000 is studied.The fatigue analysis is carried out by applying transient curve and temperature gradient respectively, and the results are optimized, the fatigue analysis of class 1 piping of HPR1000 has been completed. This paper can provide the method and reference for the fatigue analysis of class 1 piping in the nuclear power plant.Key words：Piping；Fatigue；Analysis疲劳作为一种非常重要的失效模式，在核电厂的安全运行中起着至关重要的作用，全球核电厂曾发生多起管道疲劳失效事件[1,2]。
核电厂补水工况下管道三通应力强度与疲劳分析方法研究
核电厂补水工况下管道三通应力强度与疲劳分析方法研究发布时间：2022-10-10T07:48:58.496Z 来源：《中国电业与能源》2022年6月11期作者：杨妍[导读] 目前我国已是世界第三核电大国，核电在我国的清洁能源中具有重要的地位。
在运行核电厂中，由于系统水容量要求，或者水化学浓度要求等，经常存在补水需求。
当补水温度和原管道中的水温存在较大温差时，可能在管道中引起严重热分层，叠加冷冲击和温度不连续的影响，杨妍( 国家电投集团电能核电设备有限公司 264000)摘要：目前我国已是世界第三核电大国，核电在我国的清洁能源中具有重要的地位。
在运行核电厂中，由于系统水容量要求，或者水化学浓度要求等，经常存在补水需求。
当补水温度和原管道中的水温存在较大温差时，可能在管道中引起严重热分层，叠加冷冲击和温度不连续的影响，导致管道三通应力强度不满足规范要求且累积疲劳因子过大，影响管道的使用寿命和电厂的正常运行。
本文研究了一种疲劳优化分析方法，对于存在严重热分层的管道，考虑分层温差沿管道截面非中心对称分布，使用ANSYS三维计算稳态力矩；对于存在局部温度不连续的部件建立其三维实体模型，分区域施加瞬态参数，精确考虑冷冲击和温度不连续效应；根据ASME规范NB-3200进行疲劳评定。
本文的优化分析方法有效避免了热分层和局部温度不连续的过度保守量，使得部件应力强度满足规范要求，且累计疲劳因子较常规计算方法大幅减小。
本文的研究结果可用于核电厂补水引起管道三通疲劳问题的处理，也为类似管道的疲劳分析提供了参考方法。
关键词：疲劳分析，热分层，局部温度不连续，三维计算。
1引言管道三通是一种常用的管道配件，具有改变流体流向、混合不同介质的作用，广泛应用于核电厂管路中。
三通管件总体结构不连续，受到介质流动、流体压力、管道热膨胀、冷热流体掺混等复杂边界的影响，易产生破坏或断裂，严重影响核电厂的安全运转。
因此，三通管件的应力强度和疲劳问题受到了国内外学者的广泛关注。
核电管道保温常见问题分析与处理措施分析
核电管道保温常见问题分析与处理措施分析摘要：在核电站运行过程中，有大量需要保温的管道，其中主要有保热、保冷和防烫三类。
本文主要从管道保温的设计和施工过程考虑，对保温材料的选择、保温层的设计及施工过程中容易出现的问题进行分析，并提出优化改进建议，对解决核电保温管道热量散失过快和防烫伤问题，提高核电运行稳定性和运行效率具有借鉴意义。
关键词：管道；保温材料；设计；施工1.核电管道保温的重要性及意义分析在核电站运行过程中，由于一些设施和管道需要处于特定的温度环境，如果周围的环境温度较低，高温管道会迅速扩散，这将会带来巨大的资源损失，同时也会影响核电站的安全操作，因此为了减少费用和保障安全，对核电站高温环境下的管道保温处理是非常必要的。
在核电站运行过程中，一些设备也需要保持低温环境，例如液氧、液氮等储存罐，以保证其稳定性和安全性而如果温度较高，核电管道保温技术也能在一定程度上发挥保冷的作用，将高温设备或管道与周围环境隔离开来，通过保冷材料防止热量散失或外界热量进入，以达到维持低温环境的效果。
另外，核电站内部运行的各种管道温度较高，如果没有做好管道保温工作，易发生管道破裂、腐蚀等问题，严重威胁核电站的安全；同时，管道保温可以使得管道具有较好的温度稳定性，防止不同温度管道之间的热交换，提高了扩展性；其也可以保持管道表面干燥，防止管道表面结露，降低了环境污染的可能性。
最后，管道保温可以延长管道的使用寿命，保护管道免受腐蚀和损坏，降低管道维修和更换的成本和频率。
因此，为了保证核电站的安全运行、节约能源和提高效率，管道保温是非常必要和重要的。
2.核电管道保温问题及处理方法2.1保温层与电缆桥架的干涉问题分析保温层与电缆桥架干涉的问题一般体现在两者结构体之间的距离把控上，由于施工时未考虑保温厚度，从而导致电缆桥架紧靠保温层。
此外，在施工管道安装上也易出现误差，从而使电缆桥架与保温层发生干涉。
主要原因是两者施工同步进行时，保温管道未标示，同时也没有考虑到保温层厚度，导致电缆桥架与保温层干涉。
核电厂风机管道振动的疲劳分析及处理措施
核电厂风机管道振动的疲劳分析及处理措施
王斌斌
【期刊名称】《电力勘测设计》
【年(卷),期】2024()5
【摘要】风机是核电工程中用于气体输运的常用转动机械。
在工程建设的调试运行阶段,由于风机制造、安装或设计等方面的问题,风机的振动情况时有发生。
风机的强烈振动不仅影响风机叶轮轴与电机轴的连接稳定性,造成较大噪声,而且这种周期性振动可能对管道产生疲劳破坏,影响管道的安全运行。
本文对某核电工程出现简谐振动的风机管道进行了疲劳分析,得到了在管道设计寿命下不同管道布置的最大允许振幅。
根据分析结果,对风机管道布置进行了优化调整后解决了风机振动问题,并对转动设备引起的管道振动的处理以及管道设计提出了建议。
【总页数】5页(P88-92)
【作者】王斌斌
【作者单位】中国核电工程有限公司北京核工程研究设计院
【正文语种】中文
【中图分类】TM623
【相关文献】
1.核电厂仪表管道振动疲劳耐久性能改进研究
2.核电厂风机振动故障分析与处理
3.核电厂燃料厂房送风机振动超标问题的分析与处理
4.核电厂燃料厂房送风机振动超标问题的分析与处理
5.某核电厂离心式通风机振动问题处理的分析
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核电厂辅助系统管道热疲劳浅析
1概述金属材料疲劳是金属材料在核电厂应用中主要的破坏形态，其中由于温度变化引起的疲劳称作热疲劳。
当金属温度发生反复变化，材料会反复出现膨胀、收缩现象，从而产生作用于材料上的热应力，不同方向热应力反复作用于材料，会在材料表面形成微小龟裂，后期会发展出现贯穿性裂纹，这是热疲劳产生的一般破坏机理。
在核电厂设计寿期内，为减少反应堆冷却剂系统主管道、压力容器以及与其他辅助系统接管等关键部件受热疲劳的破坏，核电厂相关标准给出了管道等承受的疲劳极限，同时对核电厂发生的机组瞬态进行统计、归类与分析评价，其主要目的是通过监测机组正常运行期间各瞬态的情况，判断温度等参数变化对设备、管道等造成的应力冲击，从而进行疲劳分析。
论文就化学及容积控制系统的辅助接管热疲劳情况进行分析。
2化学及容积控制系统基本原理化学及容积控制系统(RCV)的功能之一为容积控制，上充接管位于反应堆冷却剂系统（RCP）二环主泵与压力容器之间管道（冷段），下泄接管位于RCP系统三环冷段。
通过上充及下泄功能吸收稳压器不能全部吸收的那部分一回路容积变化的量，从而维持一回路的水容积。
同时配合调节硼浓度调节机组反应性。
其接管的特殊构造决定了其重要性，同时承受了较大的温度波动，在累积一定的波次次数时，易因热应力产生疲劳裂纹从而造成泄漏（FARLEY-TIHANGE现象）。
一回路水容积变化的原因主要是温度的改变，当反应堆冷却剂系统RCP从冷态（60℃）升温到热态（291℃）时，其比容增加将近40%；正常运行时，冷却剂的平均温度随功率的变化而变化，从而比容也随之改变，也造成一回路中水的体积的改变。
另外，由于冷却剂系统处于155bar的高压下，也会不可核电厂辅助系统管道热疲劳浅析Thermal Fatigue Analysis of Auxiliary Piping in Nuclear Power Plant路学明，高原，赵贺（福建福清核电有限公司，福建福清350318）LU Xue-ming，GAO Yuan，ZHAO He(FuqingNuclearPowerCo.Ltd.of FujianProvince,Fuqing350318,China)【摘要】化学及容积控制系统（RCV）为反应堆冷却剂系统（RCP）提供着极其重要的容积控制、反应性控制及化学控制作用，系统接管部位工作环境复杂，管道承受较大的温度波动，易产生疲劳裂纹从而泄漏（FARLEY-TIHANGE现象），因此通过瞬态统计，监测该种瞬态发生情况，配合周期的无损检测，可以有效避免热疲劳发生，为机组安全运行提供可靠保障。
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核电厂管道热疲劳机理与防治
摘要：管道热疲劳是管道受交变热应力长期影响而产生管道裂纹或破裂的现象，虽然热疲劳原因引起的管道破裂事件在核电厂发生的概率很小，但管道破裂有可
能引起一回路破口等事故，因此需要引起重视。
本文对管道热疲劳产生的机理进
行分类并进行分析，根据管道热疲劳产生机理的特征，提出核电厂设计、在役运
行阶段应采取管道热疲劳预防与检侧的措施。
关键词：核电厂；管道热疲劳；机理与防治
1、前言
核电厂管道材料一般为金属，金属材料一般有如下特性:受热时，金属会出现
膨胀;冷却时，会出现收缩因温度变化引起的膨胀、收缩作用于材料上的应力一般
称作“热应力”。
管道温度如果反复发生变化，材料会交替出现膨胀、收缩，导致
不同方向热应力交替作用于材料上，使材料发生热疲劳，在材料表面形成微小裂纹，发展到后期会出现贯穿性裂纹，这是热疲劳的一般破坏机理。
这种机理作用
于管道，会产生管道热疲劳现象。
在核工业界，偶而会发生因管道热疲劳引起的管道破裂事件，1970一1999
年间，全球核电厂有报告的由热疲劳引起的管道破裂事件有54起川。
这种破裂
如果发生在一回路辅助管道，且无法有效隔离的情况下，就属于一回路破口事故，会给核安全带来不利影响，所以需要在核电厂设计阶段采取预防措施，降低管道
热疲劳发生概率，在电厂在役阶段采用合适的检测方法，合理的检测周期，及时
发现管道热疲劳引发的缺陷，并及时采取纠正措施，保障核电厂安全。
2、管道热疲劳产生机理
管道内流体温度的反复波动均有可能产生管道热疲劳，根据管道内流体温度
波动原因的不同，可以将管道热疲劳产生机理分为以下4类:
2.1冷热流体交混类机理
冷热流体交混形式有两种:一种是当冷热流体流速较高时，冷热流体在合流处
便开始混合，混合区域的流体温度会按数赫兹至数百赫兹的频率在管道中发生变化，这种温度的反复变化将会引发管道热疲劳;另一种是当冷热流体流速较低时，
冷热流体自合流处开始形成热分层，经过一定距离之后冷热流体才完全混合，如
图2所示，这种热分层边界随着流体变动(如流速改变)而发生周期性变化，导致
管道内表面温度反复变化而引起热疲劳。
这两种形式的热疲劳虽然产生的机理不
完全相同，但都可能在流体交混处或下游管段产生热疲劳，导致裂纹的出现。
冷热流体交混原因导致的管道热疲劳现象在国外核电厂有经验反馈:1998年5
月法国核电厂Civaux 1的RRA系统A列热交换器出口管道同旁通管的T型连接管
下游第一个弯头处的纵焊缝上产生了约180mm长的热疲劳裂纹。
泄漏事件发生后，法国相关机构对有裂纹弯头进行了检查分析，发现此类热疲劳的一些特征，如:贯穿性裂纹产生在弯头的纵焊缝上，表面裂纹萌生于焊缝周围，管道其他部位
T型接头、直管段的焊缝部位、管道基材也有网络状的裂纹出现。
分析认为焊缝
处产生贯穿性裂纹的主要原因是纵焊缝是管道中薄弱部位，所以贯穿性裂纹最先
在纵焊缝部位产生。
2.2阀门泄漏类机理
如图4所示，一回路主管道常有不能隔离的支管与之相连，在支管自然对流
区会形成较稳定的热分层，如果支管阀门密封不严，存在间歇性泄漏，间歇性泄
漏会导致原有热分层发生交替变化，从而导致管道热疲劳的产生。
泄漏的流动方
向有两种情况:一种是支管中流体往主管道方向泄漏，这种泄漏方式，热疲劳现象
主要发生在与一回路相连的不能隔离管段;一种是主管道中的流体往支管方向泄漏，热疲劳现象除发生在与一回路相连不能隔离管段外，阀门上游管段也可能发生管
道热疲劳现象。
若不考虑支管上的阀门泄漏，与一回路相连的不能隔离的管段也有可能发生
湍流侵人原因引起的热疲劳，其热疲劳现象影响区域与阀泄漏原因的影响区域有
相似之处(见第3类:湍流侵人类机理)，因此，与一回路相连的不能隔离的管段应
作为管道热疲劳现象的重点监测区域。
最大深度根据国外反馈的管道破裂事件，分析发现因阀门泄漏原因引起的管
道热疲劳有以下特点:焊缝临近区域产生的裂纹方向趋向于圆周型;远离焊缝区域
的裂纹方向更倾向于轴线且与轴向有一定的偏角，且偏角是随机的。
2.3湍流侵入类机理
一回路主管道常有不能隔离的支管与之相连，主管道中流动的是高温高速流体，主管道流体温度和流速的扰动会在支管人口处形成湍流并侵入支管中，高温
流体的侵人会打破原来的支管的冷热分层，会导致支管中冷热分层发生周期性变化，从而引起管道热疲劳，湍流侵人周期大致可分为4种阶段:稳定阶段、热流体
湍流侵人阶段、湍流侵人消逝阶段、湍流侵人后撤至稳定阶段。
2.4系统瞬变类机理
管道系统因运行工况的改变，管道中的温度、压力会发生变化，温度变化会
造成金属材料的收缩或膨胀，因此会产生热应力的交替变化，热应力变化累积到
一定次数，也可能会产生管道热疲劳现象。
核电厂在系统设计与运行时通过瞬变
统计来评估管道系统热疲劳情况，一般认为，系统运行的瞬变统计次数在设计范
围之内的，除以上提到的3类热疲劳机理作用的局部区域外，管道系统是安全的。
以上4类热疲劳机理虽然不相同，但产生裂纹的过程有相同之处:因管段内表
面温度变化比外表面更加剧烈，疲劳损伤更快，一般热疲劳裂纹最先在管道内表
面产生，裂纹发展到湍流侵人的热流体主要影响水平管段的原有冷热分层。
因此，可通过改进管道布置方式，降低湍流侵人热流体对水平管段冷热分层影响，以减
弱湍流侵入机理引起的热疲劳。
3、管道热疲劳的防治
热疲劳机理有可能造成核电厂管道缺陷，可在电厂设计阶段改进管道设计，
在役运行阶段采取合理检测方法，及时发现、消除缺陷，降低管道热疲劳现象给
核安全造成的不利影响。
3.1设计阶段预防措施
电厂的设计阶段包括新电厂的设计和运行电厂的设计改进，为降低管道热疲
劳现象给管系造成的不利影响，针对不同类型的热疲劳机理，在设计阶段可采取
以下措施:
在冷热流体混流处设置混流器，使冷热流体均匀混合，减少冷热交混给管壁
带来的应力;设置热套管，用以保护管道，热套管的基本原理是在冷热交混处的管
道内设置一层管道，以避免主管受冷热流体影响。
改进管道布置，将水平管段靠
近主管道，防止冷热分层边界在有残余应力的弯管区域，避免热应力与残余应力
叠加影响，如图8所示;也可将水平管段布置在湍流侵人最大深度区之外，避免湍
流侵人的热流体对水平管段冷流体的影响。
可通过采用抗热疲劳效果好的新型材
料，改进管道加工工艺，如降低管道表面粗糙度，进行热处理，消除管道残余应力，提高管道抗系统瞬变能力。
4、结束语
从管道热疲劳产生的机理出发，根据造成管道内流体温度波动原因的差异，将管道热疲劳产生的机理分为4类，对这4类热疲劳机理分别进行探讨，并对机理的影响区域及产生裂纹的特点进行了总结。
根据管道热疲劳特点，提出在核电厂设计阶段采取设置混流器、设置热套管、改进管道布置方法、改进管道制造工艺等措施来预防管道热疲劳;在核电厂在役运行阶段采用超声和射线检测，及时发现、消除管道热疲劳缺陷，这些方法可有效降低热疲劳现象引起的管道破裂给核电厂安全带来的不利影响。
参考文献
[1]雷柏茂,高军,胡湘洪,周羽,吴莘馨,万力,何觅.余热排出系统管道热疲劳分析模型及寿命预测[J].原子能科学技术,2016,50(01):137-142.
[2]伍鹏. 核电站一回路主系统三维仿真模型的研究与应用[D].东南大学,2015.
[3]张国迅. 高温压力管道热疲劳分析与原型监测技术研究[D].大连理工大
学,2015.
[4]李鸣. 核电站热交换管道热疲劳损伤与寿命预测研究[D].沈阳工业大学,2015.
[5]李剑波,谭璞,吕永红,赵桂生,翁文庆.核电厂十年安全审查管道热疲劳检查方法探讨[J].失效分析与预防,2013,8(05):311-315.
[6]王晶. 涡流检测裂纹的反演模型优化及深层缺陷检测方法研究[D].华东理工大学,2013.。