本文關(guān)鍵詞：核電站一回路主系統(tǒng)三維仿真模型的研究與應(yīng)用

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【摘要】：核能作為一種綠色環(huán)保、清潔高效的能源,對優(yōu)化我國能源結(jié)構(gòu)和促進能源可持續(xù)發(fā)展具有十分重要的戰(zhàn)略意義。核電經(jīng)過幾十年的發(fā)展,已經(jīng)可在在工業(yè)上大規(guī)模推廣。在我國目前核電裝機比例較低的情況下,核電建設(shè)受了國家的鼎力扶持,迎來了一個新的高速發(fā)展時期,在建和擬建機組的數(shù)量不斷增加。然而核電發(fā)展所面臨的最為重要的問題便是安全問題,操作人員的技術(shù)水平和熟練程度是保證核電站安全的極其重要的因素。同時,核電站自建成后隨著運行時間的加長,多數(shù)關(guān)鍵設(shè)備的老化降質(zhì)也嚴(yán)重影響核電站的安全性和可靠性。在核電站的老化機理中,疲勞是造成核電站關(guān)鍵設(shè)備失效最主要的因素之一,因此核電站關(guān)鍵設(shè)備疲勞監(jiān)測系統(tǒng)的開發(fā)與應(yīng)用對保證核電站的安全運行和我國核電發(fā)展意義重大。本文通過Auto CAD和Inventor軟件,建立基于“華龍一號”核反應(yīng)堆一回路主系統(tǒng)的三維實體模型,可以直觀地反映出一回路主系統(tǒng)的結(jié)構(gòu)和運行狀態(tài)。除此之外,本文還運用Simulation CFD軟件對一回路主系統(tǒng)進行詳細(xì)的傳熱、流動計算分析,并模擬一回路主系統(tǒng)的主要設(shè)備在額定工況運行時的速度場、壓力場和溫度場,仿真結(jié)果與國際上權(quán)威的RELAP5程序的計算結(jié)果對比表明,模型設(shè)計比較正確,運行參數(shù)變化趨勢合理,驗證三維模型的準(zhǔn)確性和正確性；采用新型流體計算軟件Simulation CFD計算一回路的重要運行參數(shù),其計算結(jié)果對比于設(shè)定值,仿真誤差在合理的范圍內(nèi),表明通過基于Simulation CFD仿真平臺能較準(zhǔn)確的模擬出一回路冷卻劑在額定工況下的流動與傳熱情況,符合本文的建模需要。核電廠疲勞關(guān)鍵設(shè)備的疲勞監(jiān)測與評價是近年來國內(nèi)外研究的熱點問題。本文最后運用Simulation CFD仿真平臺重點模擬了幾種常見的疲勞產(chǎn)生機理過程,其仿真結(jié)果對認(rèn)定疲勞風(fēng)險區(qū)域具有一定的指導(dǎo)意義,為以后的核電站管道熱疲勞監(jiān)測的開發(fā)提供了一種可能的解決方案。
【關(guān)鍵詞】：核電站安全 一回路 仿真 Auto CAD Simulation CFD 熱疲勞
【學(xué)位授予單位】：東南大學(xué)
【學(xué)位級別】：碩士
【學(xué)位授予年份】：2015
【分類號】：TM623
【目錄】：

• 摘要4-5
• ABSTRACT5-8
• 第一章 緒論8-14
• 1.1 選題背景8-9
• 1.2 國內(nèi)外核電仿真技術(shù)的研究現(xiàn)狀和進展9-11
• 1.2.1 應(yīng)用在核電領(lǐng)域的仿真技術(shù)類型9-10
• 1.2.2 核電仿真機的發(fā)展10
• 1.2.3 核電仿真的發(fā)展趨勢10-11
• 1.3 一回路仿真在國內(nèi)外的研究現(xiàn)狀11-12
• 1.4 Auto CAD,Inventor和Simulation CFD三維仿真平臺12
• 1.5 課題的意義及主要工作12-14
• 第二章 核電站一回路主系統(tǒng)14-25
• 2.1 “華龍一號”核電機組簡介14-15
• 2.2 “華龍一號”工作原理15-17
• 2.3 “華龍一號”一回路熱力系統(tǒng)及其主要設(shè)備17-22
• 2.3.1 一回路流程17
• 2.3.2 一回路系統(tǒng)功能17-18
• 2.3.3 一回路系統(tǒng)主要熱力系統(tǒng)設(shè)備18-22
• 2.4 一回路輔助系統(tǒng)22-24
• 2.4.1 化學(xué)容積控制系統(tǒng)(CVS)22
• 2.4.2 安全注入系統(tǒng)(RIS)22-23
• 2.4.3 反應(yīng)堆余熱排出系統(tǒng)(RNS)23-24
• 2.5 本章小結(jié)24-25
• 第三章 一回路主系統(tǒng)仿真數(shù)學(xué)模型25-37
• 3.1 壓水堆一回路系統(tǒng)主要設(shè)備的數(shù)學(xué)模型25-33
• 3.1.1 反應(yīng)堆的傳熱模型25-28
• 3.1.2 蒸汽發(fā)生器傳熱模型28-29
• 3.1.3 主泵的流動模型29-30
• 3.1.4 穩(wěn)壓器的數(shù)學(xué)模型30-33
• 3.2 壓水堆一回路系統(tǒng)的流動模型33-36
• 3.2.1 大渦模擬33-34
• 3.2.2 直接模擬34
• 3.2.3 雷諾平均法34-36
• 3.2.4 湍流模型的選擇36
• 3.3 本章小結(jié)36-37
• 第四章 核電站一回路主系統(tǒng)流動仿真37-45
• 4.1 三維建模軟件37-40
• 4.1.1 Auto CAD37-38
• 4.1.2 Inventor Fusion38-39
• 4.1.3 Autodesk Simulation CFD39-40
• 4.2 一回路主系統(tǒng)三維實體模型的建立40-43
• 4.3 一回路主系統(tǒng)三維實體模型的應(yīng)用43-44
• 4.4 本章小結(jié)44-45
• 第五章 三維實體模型仿真實驗結(jié)果分析45-54
• 5.1 仿真試驗檢驗方法45
• 5.2 仿真工況45-46
• 5.3 一回路三維實體模型額定功率穩(wěn)態(tài)仿真實驗46-53
• 5.3.1 仿真實驗的參數(shù)設(shè)定46-47
• 5.3.2 仿真實驗的結(jié)果分析47-49
• 5.3.3 仿真結(jié)果分析及驗證49-51
• 5.3.4 核電站升功率至100%(額定功率)重要參數(shù)的仿真結(jié)果51-53
• 5.4 本章小結(jié)53-54
• 第六章 核電站管道熱疲勞監(jiān)測應(yīng)用54-66
• 6.1 概述54-57
• 6.1.1 核電站管道熱疲勞概念54
• 6.1.2 國內(nèi)外研究現(xiàn)狀54-55
• 6.1.3 熱疲勞產(chǎn)生機理55-56
• 6.1.4 熱疲勞失效形式56-57
• 6.2 技術(shù)方案57-58
• 6.3 一回路三維仿真模型在核電站管道熱疲勞監(jiān)測上的應(yīng)用58-65
• 6.4 本章小結(jié)65-66
• 第七章 結(jié)論與展望66-68
• 7.1 主要工作和結(jié)論66
• 7.2 未來的工作和展望66-68
• 致謝68-69
• 參考文獻69-72
• 碩士期間發(fā)表論文72

【參考文獻】

中國期刊全文數(shù)據(jù)庫 前10條

1 萬青霖;王志超;段碧清;羅建;李，

本文編號：873032