近年来,在一些核电站中,由于热分层引起的管道失效已有报道。然而,在设计老式核电站时,没有考虑这种热疲劳问题。热分层通常是由反应堆冷却剂系统向分支管线的湍流渗入或通过分支管线中阀门内泄漏而产生的。核管道安注管线止逆阀内漏会造成相关管段的热分层与冷热交替,并引发热疲劳开裂。由于核管道安注管线流体流动的特殊性,现有技术仅采用了泄漏流体的热量传递确定单点管壁温度关联泄漏流量,这远远不能解决存在冷热流体热分层、湍流渗入等复杂流体流动与传热现象的问题。因此深入研究止逆阀内泄漏流量的监测对相关管段的热疲劳在线监测以及确保核电厂的安全和可靠运行具有重要意义。本研究首先基于流固耦合的数值计算方法,选取某核电站的高压冷安全注入系统实验模型作为实例,分析了泄漏引起的支管内冷热流体混合产生的热分层现象,数值模拟的结果与文献给出的实验测量结果吻合。对热安注管线由于止逆阀向内泄漏造成的热分层现象进行了分析讨论。采用Transition SST湍流模型,通过数值模拟计算获取了运行条件下各工况的温度场。发现管外壁周向各位置的温度自主管道开始沿支管轴向方向都呈下降趋势,湍流渗入区圆周方向无明显温差,热分层区上下有明显的温差,较大范围内温差分布规律相似。在热分层区阀前50mm处设置为外壁温度监测位置,并定义了止逆阀阀前监测位置处7个外壁监测点热分层特征温度参数:当量面平均温度TA、壁面温差ΔT。通过对热安注管线在不同止逆阀阀门内泄漏工况下的温度场分布进行大量数值模拟计算,得出监测点热分层特征温度参数与泄漏量、主管路流体流量与温度、泄漏流体温度等因素之间的变化关系,采用数学建模方法建立了阀门内漏量化预测模型Q_Leak=g(T_hot,Q_hot,T_cold,T)。将预测模型计算的结果与数值模拟计算的结果进行比较,误差小于6.4717%,在允许误差范围之内,表明该预测模型计算出的泄漏量结果可信,可满足核管道安注管线止逆阀内泄漏流量监测要求。本文研究工作提出的一种基于止逆阀前管外壁温度测量的安注管线止逆阀内漏流量监测方法,可为核电厂设备的老化管理和延寿提供一定的理论和数据支撑,为疲劳监测和力学评价提供了基础。