一种模拟核电站管道热疲劳现象的试验台架制造技术

本实用新型专利技术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。本实用新型专利技术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。（*该技术在2023年保护过期，可自由使用*）

【技术实现步骤摘要】

本技术涉及一种试验台架，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。
技术介绍
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。
技术实现思路
为了克服现有技术的缺陷，本技术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，本技术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。本技术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，本技术采用NI集成数据采集系统CompactRIOSystem,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。本技术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，本技术试验台架的建设，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为本技术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。具体实施方式以下结合附图对本技术的具体实施方式进行详细说明。请参阅图1，本技术提供一种用于模拟本文档来自技高网...

【技术保护点】
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。...

【技术特征摘要】

【专利技术属性】
技术研发人员：薛飞，余伟炜，蒙新明，於旻，遆文新，张彦召，罗志峰，
申请(专利权)人：苏州热工研究院有限公司，中国广东核电集团有限公司，
类型：实用新型
国别省市：