核泵主轴机械热分析及热应力影响因素

来源: www.sblunwen.com 作者:xxsc 发布时间:2013-02-13 23:51 论文字数:50000字
论文编号: sb201302071713326572 论文地区:中国 论文语言:中文 论文类型:硕士毕业论文 论文价格: 150
本文以核泵的机械-热耦合分析为基础,采用顺序耦合的技术,在ABAQUS与Fe-safe平台上开展了疲劳分析。

第一章绪论

1.1课题来源及其背景
核反应堆冷却剂系统,也称为主冷却系统,是核电站中最基本的系统。核反应堆中裂变能量的导出、交换、转换均在该系统内发生。该系统的基本部件运行时需要承受高压,构成了所谓的"压力边界",同时也是核电厂的三道"安全屏障"之一。实际上该系统功能的正常发挥,维护着核电厂的安全运行。作为核岛反应堆一主冷却系统压力边界的核心部件,冷却剂主循环泵(简称核主泵)能否可靠稳定的运转对冷却剂及时输送、堆芯冷有着直接的影响,最终也关系着着整个核电站系统的安全可靠服役。我国早在2007年就批准了《中国核电中长期发展规划》[4],该规划中指出,在2020年之前,核电装机的总容量力争达到4000万千瓦。然而目前核主泵的核心制造技术仍旧由发达国家掌握着[5]。这一现实直接影响着我国现阶段的核电装备的自主能力,同时也是威胁着国家层面的能源安全。
2008年,中华人民共和国科技部国家重点基础研究发展计划《核主泵制造的关键科学问题》正式批复立项,此项目积极落实产学研相结合的思路,以高校科研院所的核电装备及精密加工技术储备为依托,结合国内数家业界知名的核电装各技术生产企业,充分发挥研究机构的技术优势与企业的产业优势,直接面向核主泵制造过程中的重大关键科学问题开展广泛的合作研究,实现该领域内的自主创新,以满足我国核电装备制造业领域的迫切发展需求,最终实现核电技术装备的自主化,国产化,从源头上促使我国核电装备能够不受制于人,国家的核电能源安全题得到稳固的保障。现今发展势头迅猛的第三代核电技术无论在安全性、可靠性、经济性方面都大大高于二代核电装备技术,正在服役的二代核电机组需要进行更为严格的监测与更新,新上马的众多核电项目则需要考虑采用当今世界上更安全、可靠、经济的先进第三代核电技术。中国广东核电集团公司引进的法国EPR核电站属于第三代核电站的改进型核电厂。
AP1000核电站在安全系统设计上的主要着力于"非能动安全",在发生自然灾害和意外事故的情况下,机组完全可以利用自然物理现象,即重力、自然循环-蒸发、冷凝、密度差等条件,驱动应急堆芯冷却系统以及其他安全系统,从而避免发生类似于福岛核电站因为断电而导致的一系列危机状况。此外,该机型还拥有其他的优势:系统设计超长使役期为60年,大大超出二代技术的40年服役寿命;核反应堆每18个月需要一次堆芯核燃料的更新,使得换料周期延长了 6个月,增加了核电站运行时间的连续性。还有,简化了核岛系统设计,采用科学的模块化设计和制造,最终AP1000的建设工期也得以缩短。AP1000的关键技术是采用非能动安全系统。
AP1000核电站的非能动堆芯冷却系统不依赖外部电源,可以将堆芯内部产生的余热顺利导出。第三代核电机组也具有更好的经济性,设计的机组额定功率范围为1000~1500MWe,换料周期为18-24个月,电站服役使用寿命可以长达60年,单位电价的成本更为低廉。由此我们有理由认为,第三代核电机组直接代表着先进核电技术的的发展方向。日木核电站事故直接影响了世界范围内的核电技术竞争格局。在核事故之前,中国国内共存二代,二代加以及三代核电堆型,同时拥有法国,美国,加拿大,俄罗斯及自主研发五个技术路线,新建的核电机组仍口是是以我国自主研发的CPR1000为主,可以预见在未来的核电发展中,AP1000将正式取代CPR1000成为新一代广泛采用的核电技术。

1.2国内外的研究现状
1.2.1   核主泵介绍
核反应堆冷却剂泵简称核主泵,由于核反应堆内每时每刻都在产生巨大的热量,正式这种热量的连续性,因此需要主泵确保循环系统一直有适当流量的冷却剂流经堆芯。核主泵是立式、电动、单级离心泵,带有可控泄漏的轴封装置。为防止发生泄漏,设置了特殊的轴封和热屏,三道轴封是可控泄漏的,保证不外泄。电机与泵体分开组装,用短轴联接,电机顶部装有飞轮。主泵主体由以下部分组成:水力机械部分、轴封系统(主要是用来提供从反应堆冷却剂系统压力到环境的压降)、电机部分。

    1.3 本文主要的研究内容 ..................15-17
第二章 核主泵主轴机械应力计算 ..................17-20
    2.1 主轴几何模型及有限元模型 ..................17-18
    2.2 机械载荷及边界条件 ..................18
    2.3 结果分析及讨论 ..................18-20
第三章 对流传热参数的计算 ..................20-26
    3.1 强制对流传热的机理 ..................20
    3.2 对流换热系数的等效模型 ..................20-23
    3.3 对流传热参数计算 ..................23-24
    3.4 对流换热系数的经验公式计算 ..................24-26
第四章 核泵主轴热分析及热应力影响因素 ..................26-42
    4.1 热传导及热应力问题原理 ..................26-28
    4.2 热传导及热应力计算模型 ..................28-29
    4.3 热传导计算及其结果分析 ..................29-32
    4.4 热应力计算及讨论 ..................32-33
    4.5 热应力与传热时间的关系 ..................33-35
    4.6 热应力与外界温度的关系 ..................35
    4.7 热应力与对流换热系数的关系 ..................35-36
    4.8 传热时间与对流换热系数的热应力响应面 ..................36-37
    4.9 传热时间与外界温度的热应力响应面 ..................37-38
    4.10 外界温度与对流换热系数的热应力响应面 ..................38-39
    4.11 热应力分布特点 ..................39-42
第五章 核主泵机械-热耦合下疲劳分析 ..................42-50
    5.1 机械-热耦合应力分析 ..................42-47
    5.2 某型核主泵主轴材料疲劳属性 ..................47-48
    5.3 疲劳载荷 ..................48
    5.4 疲劳分析的结果及讨论 ..................48-50
第六章 热疲劳裂纹的扩展 ..................50-58
    6.1 轴套的设计尺寸及载荷情况 ..................50-51
    6.2 轴套的机械应力及热应力计算 ..................51-52 
    6.3 轴套的热裂纹评估及扩展.................. 52-58

结论与展望

本文以核泵的机械-热耦合分析为基础,采用顺序耦合的技术,在ABAQUS与Fe-safe平台上开展了疲劳分析。具体完成了一下工作
(1)针对实际运行的载荷工况,得到了结构所承受的机械荷载导致的应力分布情况,指出机械荷载不是造成主轴疲劳裂纹的主要成因。
(2)针对热分析中重要的参数-对流换热系数进行了深入探讨,对其机理进行了详细说明,并提出等效的计算模型,而后又介绍了经验公式,并且得到其变化规律。
(3)开展了结构的瞬态热分析,在瞬态温度场的基础上,得到其应力分布规律,认为热应力是造成结构疲劳裂纹的主要成因,同时还得到了热应力与对流换热系数,热冲击时间的关系。
(4)在应力分布的基础上开展了结构的机械-热耦合疲劳分析,并且在改进轴套设计的基础上进行了疲劳裂纹的扩展研究。
在以上工作的基础上,以下工作有待于进一步进行研究:
(1)本文只是在等效模型及经验公式的基础上,得到的对流换热系数的变化规律,更为确切的计算需要引进计算流体力学进行全流道的仿真模拟,这样才能更为明确地了解其规律特性。
(2)主轴疲劳裂纹只是服役寿命的一部分,针对其全寿命的三维断裂仿真分析仍旧是一个难点,距离工程实际应用也有较大的距离,这也是今后研究的一个突破方向。

参考文献

[1]秦武,李志鹏,沈宗沼等.核反应堆冷却剂循环泵的现状及发展[J].水泵技术,2007 (03) : 1-6.
[2]季建刚,孔繁余,孔祥花.屏蔽泵发展综述[J].水泵技术,2006, (01) : 15-20.
[3]舒梅,张景玉,廖隆源.核电站主泵质量保证及核安全文化[J].东方电机,2006(02):62-67.
[4]中国核电中长期发展规划(2005-2020).
[5]李尔康.论中国核电技术自主研发之路.
[6]核主泵制造的关键科学问题国家973项目申请书.
[7]郭景任,杨孟嘉.API000与EPR专设安全系统的差异性比较和分析[J].核电安全,2009 (02) :17-24.
[8]陈济东.大亚湾核电站系统及运行北京:原于能出版社,1994.
[9] EPR Basic Design Report. AREVA公司,2006.
[10] AP1000设计成熟度及对中广核工程适应性研究报告,大亚湾核电站内部文件,2003.


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