消除核电管道热疲劳的管道系统技术方案

本发明专利技术公开一种消除核电管道热疲劳的管道系统，用于消除核电厂管道热分层效应引起的热疲劳，核电厂管道包括第一管道以及与第一管道连接且连通的至少一个第二管道，第二管道具有热分层区域，消除核电管道热疲劳的管道系统包括：热管装置，热管装置设于第二管道位于热分层区域的部分的外周；测温装置，测温装置设置在第二管道位于热分层区域的部分的外周，用于检测热分层区域的温度。该消除核电管道热疲劳的管道系统用于减少核电厂管道热分层、热循环和热震荡的发生，可降低管道疲劳发生的概率，从而提高核电机组可用率，降低放射性物质释放风险，提升核电机组的运行安全水平。提升核电机组的运行安全水平。提升核电机组的运行安全水平。

【技术实现步骤摘要】
消除核电管道热疲劳的管道系统


[0001]本专利技术涉及核电
，尤其涉及一种消除核电管道热疲劳的管道系统。

技术介绍

[0002]缩略语和关键术语定义：
[0003]热分层(Thermal stratification)：由于流体密度差导致的管道或容器内的温度梯度分布现象。广义的热分层概念也包含热循环与热震荡现象。
[0004]热循环(Thermal Cycling)：由于分层水位的变化、流体温度变化或者湍流渗透导致的管道或容器内壁面某处的温度波动现象。
[0005]热震荡(Thermal Striping)，由于分层界面的界面波所致的循环温度随时间的高频次波动。
[0006]核电厂运行期间会存在很多复杂的热工水力现象，特别是与反应堆冷却剂系统相连的停滞管道上，这些管道一端与反应堆冷却剂系统管道相连，受到高速流体扰动，另一端长期由于封闭(通常设置阀门)流体处于滞止状态。在湍流渗透、阀门泄露、环境散热等因素综合作用，会产生复杂的热工水力现象如热分层、热循环和热震荡，这些现象长期存在将会对系统管道造成热应力和热疲劳影响，甚至对核电厂的安全产生威胁。经验反馈表明国外核电站在十年大修时发现管道敏感部位出现裂纹甚至泄露。因此在核电厂设计、运维过程中应充分考虑这些热工水力现象。
[0007]在现有核电厂机组设计中对于降低热分层、热循环和热震荡引起的管道热疲劳主要技术方案有两种：一是设置敏感区域管道的疲劳监测及阀门泄漏监测；二是在机组检修过程中开展体积检查，以验证压力边界完整性。/>[0008]由于热分层效应引发的管道缺陷问题具有一定长期性和隐蔽性，据国外核电站经验反馈，基准点检查完好的管道，经过十年运维后局部出现了裂纹。针对此技术特点现有技术存在如下问题：
[0009]‑
不论是设置监测或定期开展检查，都需要精准定位敏感位置，前期需要做大量的筛选、分析、试验工作。
[0010]‑
现有技术基于“事后”解决，是发现问题后才开展后续的维修、缓解或替换工作。对电站可用率和安全性提出挑战。

技术实现思路

[0011]本专利技术要解决的技术问题在于，提供一种消除核电管道热疲劳的管道系统。
[0012]本专利技术解决其技术问题所采用的技术方案是：构造一种消除核电管道热疲劳的管道系统，用于消除核电厂管道热分层效应引起的热疲劳，所述核电厂管道包括第一管道以及与所述第一管道连接且连通的至少一个第二管道，所述第二管道具有热分层区域，所述消除核电管道热疲劳的管道系统包括：
[0013]热管装置，所述热管装置设于所述第二管道位于所述热分层区域的部分的外周；
[0014]测温装置，所述测温装置设置在所述第二管道位于所述热分层区域的部分的外周，用于检测所述热分层区域的温度。
[0015]在一些实施例中，所述热管装置的热端与所述第二管道的顶部接触，所述热管装置的冷端与所述第二管道的底部接触。
[0016]在一些实施例中，所述热管装置包括多个热管，每两个热管对称设置在所述第二管道外周形成一个热管组，多个热管组沿所述第二管道的轴向排布。
[0017]在一些实施例中，热分层区域内流体中冷流体被加热所需热量由以下公式计算得到：
[0018]Q1＝c
·
m
·
ΔT
[0019]其中，c:水的比热；ΔT：冷热流体温差，ΔT＝T
热流体
‑
T
冷流体
；m：被加热管道的水质量，ρ
冷流体
：冷流体密度；d：分层管道管径；L：分层管道长度；
[0020]热管吸热量由以下公式计算得到：
[0021]Q2＝K
·
A
·
ΔT
m
·
t；
[0022]其中，K：传热系数，根据热管材料确定；A：总传热面积；ΔT
m
：对数平均温差，ΔT
max
＝T
热流体
‑
T1；ΔT
min
＝T
冷流体
‑
T1；T1：热管内流体饱和温度；t：加热时间；
[0023]热管的设置数量由以下公式计算得到：
[0024][0025][0026]其中，Q2＝η
·
Q1，η热损系数，取0.98；F：单根热管的传热面积。
[0027]在一些实施例中，所述热管的截面为圆形、方形或椭圆形。
[0028]在一些实施例中，所述测温装置包括多个测温单元，多个所述测温单元沿所述第二管道的轴向和/或周向布置在所述第二管道位于所述热分层区域的外周。
[0029]在一些实施例中，多个所述测温单元沿所述第二管道的轴向对称布置在所述第二管道位于所述热分层区域的上下外表面。
[0030]在一些实施例中，所述测温单元包括热电偶或热电阻。
[0031]在一些实施例中，所述测温装置与电厂主控通讯连接。
[0032]在一些实施例中，所述消除核电管道热疲劳的管道系统包括设于所述核电厂管道外周的保温层；
[0033]所述热管装置与所述测温装置均设于所述保温层内。
[0034]在一些实施例中，所述保温层的制造材料为岩棉、硅酸铝棉、玻璃棉或泡沫玻璃中的至少一种。
[0035]在一些实施例中，所述消除核电管道热疲劳的管道系统包括设于所述热管中段外周的隔热层。
[0036]在一些实施例中，所述隔热层的制造材料为岩棉、硅酸铝棉、玻璃棉或泡沫玻璃中
的至少一种。
[0037]在一些实施例中，所述第二管道包括第一支管与第二支管，所述第一支管与所述第一管道连接，所述第二支管与所述第一支管远离所述第一管道的一端连接，所述第二支管具有所述热分层区域；
[0038]所述热管装置与所述测温装置设于所述第二支管位于所述热分层区域的部分的外周。
[0039]实施本专利技术具有以下有益效果：该消除核电管道热疲劳的管道系统用于减少核电厂管道热分层、热循环和热震荡的发生，可降低管道疲劳发生的概率，从而提高核电机组可用率，降低放射性物质释放风险，提升核电机组的运行安全水平。
附图说明
[0040]为了更清楚地说明本专利技术的技术方案，下面将结合附图及实施例对本专利技术作进一步说明，应当理解地，以下附图仅示出了本专利技术的某些实施例，因此不应被看作是对范围的限定，对于本领域普通技术人员来讲，在不付出创造性劳动的前提下，还可根据这些附图获得其他相关的附图。附图中：
[0041]图1是本专利技术一些实施例中的消除核电管道热疲劳的管道系统的结构示意图；
[0042]图2是本专利技术一些实施例中的消除核电管道热疲劳的管道系统中第二管道热分层区域的截面示意图。
具体实施方式
[0043]为了对本专利技术的技术特征、目的和效果有更加清楚的理解，现对照附图详细说明本专利技术的具体实施方式。以下描述中，需要理解的是，“前”、“后”、“上”、“下本文档来自技高网...

【技术保护点】

【技术特征摘要】
1.一种消除核电管道热疲劳的管道系统，用于消除核电厂管道热分层效应引起的热疲劳，所述核电厂管道包括第一管道(10)以及与所述第一管道(10)连接且连通的至少一个第二管道(20)，所述第二管道(20)具有热分层区域，其特征在于，所述消除核电管道热疲劳的管道系统包括：热管装置(50)，所述热管装置(50)设于所述第二管道(20)位于所述热分层区域的部分的外周；测温装置(60)，所述测温装置(60)设置在所述第二管道(20)位于所述热分层区域的部分的外周，用于检测所述热分层区域的温度。2.根据权利要求1所述的消除核电管道热疲劳的管道系统，其特征在于，所述热管装置(50)的热端与所述第二管道(20)的顶部接触，所述热管装置(50)的冷端与所述第二管道(20)的底部接触。3.根据权利要求2所述的消除核电管道热疲劳的管道系统，其特征在于，所述热管装置(50)包括多个热管(51)，每两个热管(51)对称设置在所述第二管道(20)外周形成一个热管组，多个热管组沿所述第二管道(20)的轴向排布。4.根据权利要求1至3任一项所述的消除核电管道热疲劳的管道系统，其特征在于，热分层区域内流体中冷流体被加热所需热量由以下公式计算得到：Q1＝c
·
m
·
ΔT其中，c:水的比热；ΔT：冷热流体温差，ΔT＝T
热流体
‑
T
冷流体
；m：被加热管(51)道的水质量，ρ
冷流体
：冷流体密度；d：分层管道管径；L：分层管道长度；热管吸热量由以下公式计算得到：Q2＝K
·
A
·
ΔT
m
·
t；其中，K：传热系数，根据热管(51)材料确定；A：总传热面积；ΔT
m
：对数平均温差，ΔT
max
＝T
热流体
‑
T1；ΔT
min
＝T
冷流体
‑
T1；T1：热管(51)内流体饱和温度；t：加热时间；热管的设置数量由以下公式计算得到：热管...

【专利技术属性】
技术研发人员：王明远，高亚甫，李盛杰，董鹏飞，马兆国，梁浩鑫，唐琼辉，王峰，
申请(专利权)人：中广核工程有限公司中国广核集团有限公司中国广核电力股份有限公司，
类型：发明
国别省市：