管道作为核电站中的重要组成部件,主要负责流体的传输。当非等温流在管内混合流动时,混合流会引起管壁附近温度的剧烈波动,并在管壁上产生循环热诱导应力。当热应力的范围足够大时,就很容易发生热疲劳损伤。核电站管道热疲劳问题严重影响了核电站安全。本课题针对核电站管道热疲劳问题,在ANSYS Workbench仿真平台的基础上,采用单向流固耦合分析法,分别建立了直管、弯管与T管结构固体域-流体域的有限元模型,从而进行数值模拟研究。具体研究内容如下:(1)基于弹性热力学、有限元理论、流固耦合理论,研究了同等条件下直管、弯管与T管三种不同结构类型的管道在入口流速和入口温度等工况下的热应力状态。结果表明管道容易在结构不连续处产生应力集中与疲劳损伤现象;且相同条件下,不同结构类型的管道受到的热应力具有较大差异,其中T型管道结构最容易产生应力集中现象,受到的应力值也最大。(2)进一步地,研究了冷热混合条件下流速、温度负载和支管内径等不同工况对T管混合区域热应力的影响。结果表明支管冷流流速的增加或主管热流流速的减小可以显著降低管道在应力集中区域受到的最大应力值;管壁在混合区域的最大热应力值受平均温度的影响比温差的影响大;支管内径越小管壁所受应力越小。(3)最后结合局部应力应变法的理论思想,建立了T型管道的热疲劳寿命预测模型。结果表明该预测模型能将管道所受热应力的大小与疲劳循环次数直接关联起来,且计算简单,限制因素较少,可直接根据管道的热应力状态来分析管道热疲劳问题。总的来说,该研究结果可为核电工程中管道的疲劳失效防护以及热疲劳监测提供参考依据,同时对提高核电站运行的安全性、可靠性与经济性具有十分重要的意义。