50000字硕士毕业论文核泵主轴机械热分析及热应力影响因素
论文类型：硕士毕业论文
论文字数：50000字
论点：核电,对流,核电站
论文概述：
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。
论文正文：
第一章导言
1.1
核反应堆冷却剂系统(又称主冷却系统)项目的来源和背景是核电厂最基本的系统。核反应堆中裂变能量的导出、交换和转换都发生在系统中。系统的基本部件在运行过程中需要承受高压，高压形成了所谓的“压力边界”，也是核电站的三大“安全屏障”之一。事实上，该系统的正常运行维持着核电站的安全运行。作为核岛反应堆一次冷却系统压力边界的核心部件，冷却剂主循环泵(以下简称核主泵)的可靠稳定运行直接影响冷却剂的及时输送和堆芯的冷却，最终也关系到整个核电厂系统的安全可靠运行。早在2007年，中国就批准了《中国中长期核电发展规划[4》，该规划指出，到2020年，核电总装机容量将达到4000万千瓦。然而，核主泵的核心制造技术仍然掌握在发达国家[5]。这一现实直接影响到现阶段中国核电设备的自主能力，也威胁到国家层面的能源安全。
2008年，中华人民共和国科技部正式批准建立国家重点基础研究与发展计划“核主泵制造中的关键科学问题”。该项目积极贯彻产学研结合的理念。它以高校科研院所的核电设备和精密加工技术储备为基础，结合国内行业内几家知名核电设备和技术生产企业，充分发挥科研机构的技术优势和企业的产业优势。直接面对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，实现该领域的自主创新，以满足中国核电设备制造业领域的迫切发展需求，最终实现核电技术和设备的自主化和本地化，从而从源头上促进中国核电设备摆脱人为约束，保障国家核电能源安全。当今发展迅速的第三代核电技术在安全性、可靠性和经济性方面都远远高于第二代核电设备技术。目前正在使用的第二代核电机组需要得到更严格的监测和更新。许多新启动的核电项目需要考虑采用当今世界上更安全、更可靠、更经济的先进的第三代核电技术。中国广东核电集团公司引进的EPR核电厂属于第三代核电厂的改进型核电厂。
AP1000核电厂在其安全系统设计中主要关注“被动安全”。在发生自然灾害和事故时，机组可以充分利用自然物理现象，即重力、自然循环蒸发、冷凝、密度差等条件来驱动应急堆芯冷却系统和其他安全系统，从而避免类似福岛核电站停电造成的一系列危机情况。此外，该模型还有其他优点:系统设计的超长使用寿命为60年，大大超过了第二代技术的40年使用寿命；核反应堆需要每18个月更新一次堆芯核燃料，这将换料周期延长了6个月，并增加了核电站运行时间的连续性。此外，核岛系统的设计得到了简化，采用了科学的模块化设计和制造，从而缩短了AP1000的建造周期。AP1000的关键技术是采用被动安全系统。
AP 1000核电厂的被动堆芯冷却系统不依赖外部电源，可以平稳地输出堆芯内部产生的余热。第三代核电机组也有更好的经济性。设计机组额定功率范围为1000-1500 MwE，换料周期为18-24个月，电站使用寿命可达60年，单位电价成本较低。因此，我们有理由相信，第三代核电机组直接代表了先进核电技术的发展方向。日本慕克吉核电站事故直接影响了全球核电技术的竞争格局。核事故发生前，中国与第二代、第二代和第三代核电反应堆共存，同时拥有法国、美国、加拿大、俄罗斯独立开发的五条技术路线。新建的核电机组仍主要基于中国自主开发的CPR1000。可以预测，在未来的核电发展中，AP1000将正式取代CPR1000，成为新一代广泛使用的核电技术。
1.2国内外研究现状
1.2.1核主泵简介
核反应堆冷却剂泵简称核主泵。由于核反应堆总是产生巨大的热量，由于这种热量的连续性，需要主泵来确保冷却剂始终正确地流过循环系统中的堆芯。核主泵为立式、电动、单级离心泵，配有可控制泄漏的轴封装置。为了防止泄漏，提供了特殊的轴封和隔热罩。三个轴封是可控的，以防止泄漏。电机与泵体分开组装，通过短轴连接，飞轮安装在电机顶部。主泵体由以下部分组成:液压机械部分、轴封系统(主要用于向环境提供反应堆冷却剂系统压力的压降)和电机部分。
1.3本文的主要研究内容是..............................15-17
第二章核主泵主轴机械应力的计算..............................17-20
2.1主轴几何模型和有限元模型..............................17-18[/溴/] 2.2机械载荷和边界条件..............................18
2.3结果分析和讨论..............................18-20
第三章对流传热参数的计算..............................20-26
3.1强制对流传热机理..............................20[/溴/] 3.2对流传热系数等效模型..............................20-23[/溴/] 3.3对流传热参数的计算..............................23-24
3.4对流传热系数计算的经验公式..............................24-26
第四章核泵主轴热分析及热应力影响因素..............................26-42
4.1热传导原理和热应力问题..............................26-28
4.2热传导和热应力计算模型..............................28-29[/溴/] 4.3热传导计算和结果分析..............................29-32 [/BR/] 4.4热应力计算和讨论..............................32-33
4.5热应力和传热时间之间的关系..............................33-35
4.6热应力和外部温度之间的关系..............................35
4.7热应力和对流传热系数之间的关系..............................35-36
4.8热应力响应面传热时间和对流传热系数..............................36-37 [/BR/] 4.9传热时间和外部温度的热应力响应面..............................37-38
4.10热应力响应表面的外部温度和对流传热系数..............................38-39[/溴/] 4.11热应力分布特征..............................39-42
第五章机械-热耦合下核主泵的疲劳分析..............................42-50[/br/ ] 5.1机械-热耦合应力分析..............................42-47 [/BR/] 5.2某核主泵主轴材料的疲劳性能..............................47-48
5.3疲劳载荷..............................48[/比尔/] 5.4疲劳分析和讨论的结果..............................48-50
第6章热疲劳裂纹扩展..............................50-58
6.1衬套的设计尺寸和载荷条件..............................50-51
6.2套管热裂纹评估和扩展的机械应力和热应力的计算..............................51-52 [/BR/] 6.3衬套..............................52-58
结论和展望
基于核泵的机械-热耦合分析，采用顺序耦合技术在阿巴库斯和铁安全平台上进行疲劳分析。以下工作已详细完成
(1)根据实际运行载荷情况，得出机械载荷对结构造成的应力分布，指出机械载荷不是主轴疲劳裂纹的主要原因。
(2)对热分析中的一个重要参数——对流换热系数进行了深入讨论，详细解释了其机理，并提出了等效计算模型。然后引入经验公式，得出其变化规律。
(3)对结构进行瞬态热分析。根据瞬态温度场，得到应力分布规律。认为热应力是结构疲劳裂纹的主要原因，并得到了热应力与对流传热系数和热冲击时间的关系。
(4)基于应力分布进行结构的机械-热耦合疲劳分析，在改进套筒设计的基础上进行疲劳裂纹扩展研究。
在上述工作的基础上，以下工作需要进一步研究:
(1)本文仅基于等效模型和经验公式得出对流换热系数的变化规律。更精确的计算需要引入计算流体力学来模拟整个流道，以便更清楚地了解其规律特征。
(2)主轴疲劳裂纹只是使用寿命的一部分。全寿命三维断裂模拟分析仍然是一个难点，离实际工程应用还有很长的路要走，这也是未来研究的突破方向。
参考[/BR/]
[1]吴沁、李志鹏、沈宗芬等。《核反应堆冷却剂循环泵的现状与发展》，[。水泵技术，2007 (03): 1-6。[/BR/] [2]季建刚，孔繁玉，孔祥骅。《屏蔽泵发展概述》，[。水泵技术，2006。(01): 15-20。[/比尔/] [3]舒眉、张景玉、廖隆源。《核电站主泵质量保证与核安全文化》，[。东方电机，2006(02):62-67。
[4]中国核电中长期发展规划(2005-2020)。
[5]里尔坎。中国核电技术自主研发之路。
[6]核主泵制造关键科学问题国家973项目申请。
[7]郭任静。杨·孟佳。API000和EPR专用安全系统之间差异的比较和分析[。核电安全，2009 (02) :17-24。
[8]陈季东。大亚湾核电站系统与运行北京:玉娟能出版社，1994。[/比尔/] [9] EPR基本设计报告。阿海珐公司，2006年。[/BR/] [10]关于AP1000设计成熟度和对中广核工程适应性的研究报告，大亚湾核电站内部文件，2003年。