CN103175732A - 一种模拟核电站管道热疲劳现象的试验台架 - Google Patents

Abstract

本发明提供一种用于模拟核电站管道热疲劳现象的试验台架，它包括加热系统、冷却系统、T型管道及阀门系统、测控系统；加热系统主要包括热流体储罐、高位热流体箱、热流体泵以及设于高位热流体箱内的第一温度计；冷却系统主要包括冷流体储罐、高位冷流体箱、冷流体泵以及设于高位冷流体箱内的第二温度计；T型管道及阀门系统主要包括水平设置的三通T型管、上部电磁阀和下部电磁阀；测控系统主要包括第一温控器、第二温控器、第一流量计和第二流量计，以及控制采集系统。本发明能够模拟核电站管道热疲劳现象的产生与发展，可以对核电站管道热疲劳现象的测量、评估起到支撑作用，有助于技术工程化的应用研究。

Description

一种模拟核电站管道热疲劳现象的试验台架

技术领域

本发明涉及一种试验台架，尤其涉及一种用于模拟研究核电站管道内冷、热流体混合造成的热分层、热波纹等热疲劳现象的试验台架。

背景技术

由周期变化的热应力或热应变引起的材料破坏成为热疲劳，也称热应力疲劳。高温下服役的机件，由于局部温度的变化引起的机件自由膨胀或收缩受到约束时，就会产生热应力。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站发生的概率很小，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。

但是，在现有技术中，并没有专门用于模拟核电站管道热疲劳现象的试验装置，阻碍了核电技术工程化的应用研究。

发明内容

为了克服现有技术的缺陷，本发明的目的是提供一种用于模拟核电站管道热疲劳现象的试验台架，以研究核电站管道内冷、热流体交汇振荡条件下热疲劳现象的产生与发展，完成实验条件下的核电管道实时流场测量及温度测量，把握温度振荡的基本特征和规律。

为达到上述目的，本发明提供一种用于模拟核电站管道热疲劳现象的试验台架，其特征在于：它包括加热系统、冷却系统、T型管道及阀门系统、测控系统；其中：

加热系统包括热流体储罐、高位热流体箱、将热流体储罐中的热流体泵入高位热流体箱的热流体泵，以及设于高位热流体箱内以测量热流体温度的第一温度计，高位热流体箱底部设有热流体输出管道，热流体输出管道上设有分支管道，热流体储罐上设有加热器；

冷却系统包括冷流体储罐、高位冷流体箱、将冷流体储罐中的冷流体泵入高位冷流体箱的冷流体泵，以及设于高位冷流体箱内以测量冷流体温度的第二温度计，高位冷流体箱底部设有冷流体输出管道，冷流体储罐上设有带控制阀的循环冷却水管；

T型管道及阀门系统包括水平设置的三通T型管、上部电磁阀和下部电磁阀，三通T型管的三个开口分别与分支管道、冷流体输出管道以及混流管道相连通，热流体输出管道的下端与混流管道相连通，混流管道与冷流体储罐相连通，上部电磁阀设于分支管道与高位热流体箱之间的热流体输出管道上，下部电磁阀设于分支管道与混流管道之间的热流体输出管道上；

测控系统包括与第一温度计和加热器相连接的第一温控器、与第二温度计和循环冷却水管上的控制阀相连接的第二温控器、设于分支管道和高位热流体箱之间的热流体输出管道上的第一流量计和设于冷流体输出管道上的第二流量计，以及与第一温控器、第二温控器、第一流量计、第二流量计、上部电磁阀、下部电磁阀相连接的控制采集系统。

较佳地，所述高位热流体箱上设有多个不同高度的热液溢流阀，所述热液溢流阀通过管道与热流体储罐相连通。更佳地，所述高位热流体箱内设有测量液位的第一液位监测器，所述第一液位监测器与所述控制采集系统相连接。

较佳地，所述高位冷流体箱上设有多个不同高度的冷液溢流阀，所述冷液溢流阀通过管道与冷流体储罐相连通。更佳地，所述高位冷流体箱内设有测量液位的第二液位监测器，所述第二液位监测器与所述控制采集系统相连接。

更佳地，所述第一液位监测器和所述第二液位监测器为压差传感器。

较佳地，所述第一温度计和所述第二温度计为N型铠装热电偶。

较佳地，所述第一流量计和所述第二流量计为内部嵌入有单片机的智能电磁流量计。该种流量计是一种基于法拉第电磁感应定律来测量管内导电介质体积流量的智能电磁流量计，其内部嵌入单片机可与CAN总线连接以进行数据通信。

较佳地，所述控制采集系统为NI数据采集系统。更佳地，所述第一温控器、第二温控器、第一流量计、第二流量计、第一电磁阀、第二电磁阀采用CAN现场总线与控制采集系统相连接进行数据通信。

较佳地，所述三通T型管为透明玻璃管，所述冷、热流体为不同颜色的流体介质。当冷、热流体采用不同颜色的流体介质时，混流后的流体经过混流管道部分回流至热流体储罐，多余流体直接通过排水管排出。这里面流体的颜色不影响热流体储罐内介质，因为热流体储罐的介质本来就要着色，且回流介质温度较高，比添加冷流体更适宜。

本发明的工作原理及具体实施过程为：

制冷系统部分：由冷流体泵将冷流体储罐中的冷流体泵入高位冷流体箱中，由多个不同高度的溢流阀控制高位冷流体箱中冷流体的液面高度，从而控制高位冷流体箱中的压力以及冷流体输出管道中的冷流体的流速；高位冷流体箱内的温度计用来监测高位冷流体箱内冷流体的温度，根据高位冷流体箱内的温度控制，控制为冷流体储罐降温的循环冷却水的流速，结合热交换器，从而保证高位冷流体箱内冷流体的温度恒定。

加热系统部分：由热流体泵将热流体储罐中的热流体泵入高位热流体箱中，由多个不同高度的溢流阀控制高位热流体箱中热流体的液面高度，从而控制高位热流体箱中的压力以及热流体输出管道中的热流体的流速；高位热流体箱内的温度计用来监测高位热流体箱内热流体的温度，根据高位热流体箱内的温度控制，控制为热流体储罐加温的加热器的工作，从而保证高位热流体箱内热流体的温度恒定。

三通T型管部分：高位冷流体箱底部的冷流体输出管道输出的冷流体和高位热流体箱底部的热流体输出管道输出的热流体的通过一个三通T型管连接；当上部电磁阀打开，下部电磁阀关闭时，高位热流体箱中输出的热流体和高位冷流体箱中输出的冷流体水在三通处汇合后通过混流管道流回冷流体储罐；通过控制冷、热流体的流速及二者温差，实现管道中冷、热流体分层，从而模拟核电站管道内的热分层现象；在实现稳定热分层现象的基础上，通过开关热流体输出管道上的上部电磁阀，控制管道内流体压力的变化，从而在三通部分引发冷流体回流入热流体输出管道，与高位热流体箱的热流体输出管道之间的分支管道内有时流过冷流体，有时流过热流体，管道出现温度波动，从而模拟核电站管道内热波纹现象。

由制冷系统产生的冷流体存储在冷流体储罐中，经冷流体泵泵入高位冷流体箱，一部分经冷流体输出管道进入三通T型管参与混合过程，一部分经溢流阀所在管道回到冷流体储罐；由加热器加热的热流体存储在热流体储罐中，经热流体泵泵入高位热流体箱，一部分经热流体输出管道进入三通T型管参与混合过程，一部分经溢流阀所在管道回到热流体储罐；混流后的混合流体经过混流管道回到冷流体储罐进行冷却。

以三通T型管所处的水平高度为参考点定义高位水箱中的液面高度为H，在控制阀全开的情况下，该液面高度H决定了混流区域冷热流体的流速。而分支管道的阀门开闭，则可控制管道内流体的压力，从而引发温度的振荡与波动。最终，通过控制采集系统对流量、温度、压力、压差、液位、电流及电压的数据采集和测控，建立热疲劳监测系统分析平台。

在进一步的实施例中，本发明采用NI集成数据采集系统CompactRIO System，进行数据采集和监测，并基于LabVIEW建立热疲劳监测系统分析平台。

本发明提供的一种用于模拟核电站管道热疲劳现象的试验台架，能够模拟核电站管道冷热流体交汇振荡条件下热疲劳现象的产生与发展，能够完成实验条件下的核电站管道实时流场测量及温度测量，把握温度振荡的基本特征和规律。因此，本发明试验台架的建设，有助于加深对热疲劳现象的认知，同时该试验台架的建设也可以对核电站管道热疲劳现象的测量、评估起到支撑作用，有助于技术工程化的应用研究。

附图说明

图1为本发明一种模拟核电站管道热疲劳现象的试验台架的结构示意图。

具体实施方式

下面结合附图对本发明的具体实施方式进行详细说明。

请参阅图1，本发明提供一种用于模拟核电站管道热疲劳现象的试验台架，它包括加热系统、冷却系统、T型管道及阀门系统、测控系统。

加热系统包括热流体储罐10、高位热流体箱11、将热流体储罐10中的热流体泵入高位热流体箱11的热流体泵12，以及设于高位热流体箱11内以测量热流体温度的第一温度计13，高位热流体箱11底部设有热流体输出管道14，热流体输出管道14上设有分支管道15，热流体储罐10上设有加热器16。

冷却系统包括冷流体储罐20、高位冷流体箱21、将冷流体储罐20中的冷流体泵入高位冷流体箱21的冷流体泵22，以及设于高位冷流体箱21内以测量冷流体温度的第二温度计23，高位冷流体箱21底部设有冷流体输出管道24，冷流体储罐20上设有带控制阀25的循环冷却水管26。

T型管道及阀门系统包括水平设置的三通T型管30、上部电磁阀17和下部电磁阀18，三通T型管30的三个开口分别与分支管道15、冷流体输出管道24以及混流管道19相连通，热流体输出管道14的下端与混流管道19相连通，混流管道19与冷流体储罐20相连通，上部电磁阀17设于分支管道15与高位热流体箱11之间的热流体输出管道14上，下部电磁阀18设于分支管道15与混流管道19之间的热流体输出管道14上。

测控系统包括与第一温度计13和加热器16相连接的第一温控器40、与第二温度计23和循环冷却水管26上的控制阀25相连接的第二温控器41、设于分支管道15和高位热流体箱11之间的热流体输出管道14上的第一流量计42和设于冷流体输出管道24上的第二流量计43，以及与第一温控器40、第二温控器41、第一流量计42、第二流量计43、上部电磁阀17、下部电磁阀18相连接的控制采集系统50。

进一步地，在本实施例中，所述高位热流体箱11上设有三个不同高度的热液溢流阀110，所述热液溢流阀110通过管道与热流体储罐10相连通。所述高位热流体箱11内设有测量液位的第一液位监测器，所述第一液位监测器与所述控制采集系统相连接。

所述高位冷流体箱21上设有三个不同高度的冷液溢流阀210，所述冷液溢流阀210通过管道与冷流体储罐20相连通。所述高位冷流体箱21内设有测量液位的第二液位监测器，所述第二液位监测器与所述控制采集系统相连接。

其中，所述第一液位监测器和所述第二液位监测器为压差传感器。

本实施例中，所述第一温度计13和所述第二温度计23为N型铠装热电偶。

所述第一流量计42和所述第二流量计43为一种基于法拉第电磁感应定律来测量管内导电介质体积流量的智能电磁流量计，其内部嵌入有单片机。 

所述控制采集系统50为NI数据采集系统。所述第一温控器40、第二温控器41、第一流量计42、第二流量计43、上部电磁阀17、下部电磁阀18采用CAN现场总线60与控制采集系统50相连接进行数据通信。本实施例中，所述控制采集系统50采用NI集成数据采集系统CompactRIO System，进行数据采集和监测，并基于LabVIEW建立热疲劳监测系统分析平台。

更进一步地，所述三通T型管30为透明玻璃管，所述冷、热流体为具有不同颜色的流体介质。例如，热流体采用红色液体，冷流体采用蓝色液体。当冷、热流体采用不同颜色的流体介质时，混流后的流体经过混流管道部分回流至热流体储罐，多余流体直接通过排水管排出。这里面流体的颜色不影响热流体储罐内介质，因为热流体储罐的介质本来就要着色，且回流介质温度较高，比添加冷流体更适宜。

通过本发明一种模拟核电站管道热疲劳现象的试验台架的设计和建立，可以深入了解核电站管道内冷、热流体的混流过程，加深对热分层、热波纹机理的理解。试验过程简单明了，而采用透明的玻璃管三通及不同颜色的冷、热流体介质，可以直观地观察混流现象。

上述实施例只为说明本发明的技术构思及特点，其目的在于让熟悉此项技术的人士能够了解本发明的内容并据以实施，并不能以此限制本发明的保护范围，凡根据本发明精神实质所作的等效变化或修饰，都应涵盖在本发明的保护范围之内。

Claims (9)

1.一种用于模拟核电站管道热疲劳现象的试验台架，其特征在于：它包括加热系统、冷却系统、T型管道及阀门系统、测控系统；其中：

加热系统包括热流体储罐、高位热流体箱、将热流体储罐中的热流体泵入高位热流体箱的热流体泵，以及设于高位热流体箱内以测量热流体温度的第一温度计，高位热流体箱底部设有热流体输出管道，热流体输出管道上设有分支管道，热流体储罐上设有加热器；

冷却系统包括冷流体储罐、高位冷流体箱、将冷流体储罐中的冷流体泵入高位冷流体箱的冷流体泵，以及设于高位冷流体箱内以测量冷流体温度的第二温度计，高位冷流体箱底部设有冷流体输出管道，冷流体储罐上设有带控制阀的循环冷却水管；

T型管道及阀门系统包括水平设置的三通T型管、上部电磁阀和下部电磁阀，三通T型管的三个开口分别与分支管道、冷流体输出管道以及混流管道相连通，热流体输出管道的下端与混流管道相连通，混流管道与冷流体储罐相连通，上部电磁阀设于分支管道与高位热流体箱之间的热流体输出管道上，下部电磁阀设于分支管道与混流管道之间的热流体输出管道上；

测控系统包括与第一温度计和加热器相连接的第一温控器、与第二温度计和循环冷却水管上的控制阀相连接的第二温控器、设于分支管道和高位热流体箱之间的冷流体输出管道上的第一流量计和设于冷流体输出管道上的第二流量计，以及与第一温控器、第二温控器、第一流量计、第二流量计、第一电磁阀、第二电磁阀相连接的控制采集系统。

2.根据权利要求1所述的一种用于模拟核电站管道热疲劳现象的试验台架，其特征在于：所述高位热流体箱上设有多个不同高度的热液溢流阀，所述热液溢流阀通过管道与热流体储罐相连通；所述高位冷流体箱上设有多个不同高度的冷液溢流阀，所述冷液溢流阀通过管道与冷流体储罐相连通。

3.根据权利要求2所述的一种用于模拟核电站管道热疲劳现象的试验台架，其特征在于：所述高位热流体箱内设有测量液位的第一液位监测器，所述第一液位监测器与所述控制采集系统相连接；所述高位冷流体箱内设有测量液位的第二液位监测器，所述第二液位监测器与所述控制采集系统相连接。

4.根据权利要求3所述的一种用于模拟核电站管道热疲劳现象的试验台架，其特征在于：所述第一液位监测器和所述第二液位监测器为压差传感器。

5.根据权利要求1所述的一种用于模拟核电站管道热疲劳现象的试验台架，其特征在于：所述第一温度计和所述第二温度计为N型铠装热电偶。

6.根据权利要求1所述的一种用于模拟核电站管道热疲劳现象的试验台架，其特征在于：所述第一流量计和所述第二流量计为内部嵌入有单片机的智能电磁流量计。 

7.根据权利要求1所述的一种用于模拟核电站管道热疲劳现象的试验台架，其特征在于：所述控制采集系统为NI数据采集系统。

8.根据权利要求7所述的一种用于模拟核电站管道热疲劳现象的试验台架，其特征在于：所述第一温控器、第二温控器、第一流量计、第二流量计、第一电磁阀、第二电磁阀采用CAN现场总线与控制采集系统相连接进行数据通信。

9.根据权利要求1所述的一种用于模拟核电站管道热疲劳现象的试验台架，其特征在于：所述三通T型管为透明玻璃管，所述冷、热流体为不同颜色的流体介质。

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