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AP1000核电主管道是核电站核岛中关键设备之一,需要拥有良好的机械性能和长久的使用寿命,以保证电站的正常运行。目前,对主管道大型锻件的淬火工艺主要依靠经验来制定。随着计算机技术的快速发展,计算机模拟开始运用在淬火过程中,模拟结果可以为实际使用情况提供参考。由于AP1000核电主管道不仅规格大且价格贵,为了了解其淬火过程,本文采用计算机模拟的方法进行研究。本论文将计算机模拟运用在淬火过程中,先研究加载主管道与淬火槽介质流场的关系,进而研究淬火过程中主管道的温度场、应力场和应变场的关系。根据实际淬火槽建立其介质流场有限元模型,利用流体力学模拟软件FLUENT对空载和加载后淬火槽内介质流场进行数值模拟,分析了不同进口流速下淬火槽内介质流场分布,以及分析了主管道置于槽内不同位置下介质流场的影响。根据模拟结果,得到主管道在槽内放置的位置和其内外壁流速的分布。结果表明:主管道在方式一下的有限元模型CHC1(位置尺寸为:L1(7.7m)、W1(3.5m)、H1(4.5m))更适合其淬火;随着淬火槽进口流速的增大,主管道内外壁流速也增加,但是淬火槽内介质流速相比于进口流速更加小。由淬火槽介质流场模拟结果,得到主管道内外壁流速。采用反传热法计算出不同进口流速下试样与介质之间的换热系数。利用有限元软件ANSYS建立淬火过程中主管道温度场、应力应变场数值模拟。分析数值模拟结果,可以预测现有工艺下主管道可能出现的问题。结果表明:随着进口流速的增大,主管道温度冷却的越快;对于主管道来说,管接口芯部温度下降的最慢。通过对比不同流速下主管道应力应变场的模拟结果可知,随着进口流速的增加,主管道受到的应力应变也越大;当进口流速为2.3m/s时,淬火结束后,主管道最大残余应力远低于316LN钢的屈服强度约在30Mpa;主管道出现最大变形区域在管接口与主管道相接处和管接口下段,其塑性应变量不超过0.0088。通过试样在淬火过程中温度变化的测量,验证了温度场的数值模拟。