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鈦合金材料與目前廣泛應(yīng)用的B30冷卻管材相比具有重量輕、強度大、耐海水腐蝕能力強等許多優(yōu)良特性。我國秦山核電站、上海金山熱電廠及浙江鎮(zhèn)海電廠等沿海電站的冷凝器采用鈦冷卻管后均取得了預(yù)期效果。近期開發(fā)出一種TA2材料制作的雙側(cè)強化換熱管-波槽管。實驗結(jié)果表明，其強化換熱效果顯著。然而由于波槽管是滾軋成型，故存在應(yīng)力集中的影響。本研究在鈦波槽管力學(xué)參數(shù)測試的基礎(chǔ)上，對其疲勞強度和靜載強度進行了有限元分析計算。
波槽管結(jié)構(gòu)如圖所示，外徑D為16mm，組合結(jié)構(gòu)參數(shù)為波槽管的槽深，P為節(jié)距，d為管子內(nèi)徑。對鈦光滑管和鈦波槽管進行了拉伸和疲勞對比試驗，結(jié)果如表所示。表中，ab為強度極限，對稱疲勞極限。
圖是冷凝器冷卻管的簡圖。為簡化計算，取管板與第一支承板之間的AB管段和兩塊支承板之間的EF管段作為研究對象。通常，把管板和支承板之間的管子近似地看成一端固定、一端簡支的單跨梁。把兩塊支承板之間的管子近似地看成單跨的簡支梁。所以，其計算模型可簡化為受橫向均布載荷的兩段橫梁。許用跨距可由文獻提供的經(jīng)驗公式計算。式中，L為冷卻管許用跨距。為音速條件下與蒸汽壓力有關(guān)的基本跨距，管徑、壁厚及冷凝器壓力有關(guān)的修正系數(shù);k2為孔橋修正系數(shù)；L1為冷卻管的端跨距，Lm為冷卻管的中間跨距，M0鈦光滑管的外徑為16mm、壁厚0.75mm，假設(shè)孔橋b=10mm、冷凝器壓力P=15kPa。由文獻的有關(guān)表格可得：k1=0.815，k2=1.203，k3=0.987。將這些數(shù)據(jù)代入式，可求得：L=0.541m，L1=0.638m，Lm=0.568m。假設(shè)鈦波槽管的端跨距與中間跨距的取值與光滑管相同，則應(yīng)取許用跨距L=0.541，mo=3.1.2。國內(nèi)常用經(jīng)驗公式目前，在國內(nèi)冷凝器設(shè)計中，經(jīng)常用來確定冷卻管最大許用跨距的公式有J.F.Sebald公式、R.L.Coit公式和C.C.Peake修正公式。
由上述兩種計算方法，一共求出了4個最大許用跨距，在強度分析時考慮到安全，取最大值0.959m。工程上冷卻管的失效大多是由疲勞破壞引起的，且疲勞破壞發(fā)生在彎曲應(yīng)力的最大點。圖所示是一典型的超靜定問題，它的最大彎矩分布在端部A處，其大小為圖所示是一個簡支梁問題，很顯然最大彎矩分布在EF段的中間處，其值與式相同。通過上面的分析得出，危險截面在管板與管子的接口處和兩塊支承板間管段的中間處。鈦波槽管上作用的均布載荷g由3部分構(gòu)成。它們分別是管子的自重集度g1、管內(nèi)水重集度g2和橫向汽流載荷集度gs。通過簡單計算有：g1=1.587N/m，g2=1.658N/m，由下式計算管的投影面積(即為外徑)。由于兩個危險截面上的彎矩相等，所以冷卻管受應(yīng)力循環(huán)時兩個危險截面上的最大工作彎曲應(yīng)力amax、和最小工作彎曲應(yīng)力amin。由于測定持久極限的疲勞試驗是對具體構(gòu)件進行的，應(yīng)力集中、表面光潔度、尺寸等因素的影響已在測得中體現(xiàn)，可見冷凝器正常運行時鈦波槽管能滿足疲勞強度條件。
上一節(jié)計算得到的鈦波槽管危險截面上的最大彎曲應(yīng)力并不是真實的應(yīng)力值，只是把波槽管當量成光滑管處理。這樣做顯然忽略了波紋槽處的應(yīng)力集中，尤其是最大應(yīng)力要比真實情況小得多，所以需要對其進行數(shù)值計算。對鈦波槽管進行靜載強度分析時，除了考慮上述的非對稱循環(huán)載荷外，還有一個不可忽視的因素：冷凝器在正常運行時，在殼側(cè)與管側(cè)存在一定的溫度差，可導(dǎo)致波槽管內(nèi)產(chǎn)生很大的熱應(yīng)力。冷卻管受橫向載荷作用下在管子橫截面上的應(yīng)力線性分布，最大彎曲應(yīng)力amax為11.85MPa，最小彎曲應(yīng)力為零。由于管板與管子的接口處管段為光滑管，沒有應(yīng)力集中，不必進行數(shù)值計算。
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