發(fā)布時間：2021-03-02 19:39

　　核能作為一種高效、清潔能源與其它能源相比具有許多獨特優(yōu)勢,因此世界各國都在高度關(guān)注核電的發(fā)展與應(yīng)用。核反應(yīng)堆工作時,燃料棒內(nèi)的溫度最高,導(dǎo)致燃料棒內(nèi)結(jié)構(gòu)產(chǎn)生應(yīng)力與應(yīng)變,變形或應(yīng)力過大均可能導(dǎo)致燃料棒結(jié)構(gòu)發(fā)生破壞。鉛冷快堆采用液態(tài)金屬鉛鉍合金作為冷卻劑,因鉛基合金材料的熔點低、沸點高、熱穩(wěn)定性好,反應(yīng)堆可以在低壓下運行,降低了不可控化學(xué)反應(yīng)發(fā)生的可能性,安全系數(shù)大為提高。鉛鉍合金冷卻劑的出色多功能特性也使得核電裝置小型化、微型化成為可能,因而近年來備受關(guān)注。本文采用有限元方法模擬了鉛冷快堆核燃料棒內(nèi)的溫度分布、應(yīng)力與應(yīng)變,分析了鉛冷快堆燃料芯塊的破壞機理,為鉛冷快堆核燃料棒的結(jié)構(gòu)優(yōu)化設(shè)計提供了初步理論基礎(chǔ)。本文首先建立了簡化的核燃料棒模型,設(shè)計了核燃料棒熱力耦合迭代計算過程,采用二維軸對稱分析方法研究了核燃料棒的溫度分布、應(yīng)力和變形,揭示了幾何參數(shù)對核燃料棒中的溫度、應(yīng)力和變形的影響規(guī)律。發(fā)現(xiàn)軸向分成多塊的燃料芯塊的最大徑向變形大于不分塊的整根燃料芯塊的最大徑向變形,且隨著分塊數(shù)的增大,燃料芯塊的最大徑向變形幾乎趨于穩(wěn)定;包殼管厚度的改變對包殼管本身的應(yīng)力影響明顯,但是對于燃料芯塊應(yīng)力與... 

【文章來源】：大連理工大學(xué)遼寧省 211工程院校 985工程院校 教育部直屬院校

【文章頁數(shù)】：63 頁

【學(xué)位級別】：碩士

【文章目錄】：
摘要
Abstract
1 緒論
    1.1 研究背景及意義
    1.2 核燃料棒結(jié)構(gòu)
        1.2.1 核燃料棒結(jié)構(gòu)特點
        1.2.2 核燃料棒結(jié)構(gòu)設(shè)計準(zhǔn)則
    1.3 國內(nèi)外研究現(xiàn)狀
        1.3.1 鉛冷快堆研究現(xiàn)狀
        1.3.2 燃料芯塊破壞研究
    1.4 本文研究內(nèi)容
2 核燃料棒熱力耦合分析
    2.1 熱傳導(dǎo)基本理論
    2.2 溫度應(yīng)力分析基本理論
    2.3 幾何模型
        2.3.1 熱傳導(dǎo)分析幾何模型
        2.3.2 力學(xué)分析幾何模型
    2.4 材料屬性
        2.4.1 材料熱傳導(dǎo)屬性
        2.4.2 材料力學(xué)屬性
    2.5 邊界條件及載荷
        2.5.1 熱傳導(dǎo)分析
        2.5.2 力學(xué)分析
    2.6 熱力耦合結(jié)果分析
        2.6.1 溫度分布
        2.6.2 應(yīng)力與變形
    2.7 本章小結(jié)
3 幾何參數(shù)對核燃料棒溫度場及應(yīng)力場的影響
    3.1 燃料芯塊軸向分塊數(shù)的影響
        3.1.1 燃料芯塊軸向分塊數(shù)對溫度場的影響
        3.1.2 燃料芯塊軸向分塊數(shù)對變形的影響
    3.2 包殼管厚度的影響
        3.2.1 包殼管厚度對溫度場的影響
        3.2.2 包殼管厚度對應(yīng)力與變形的影響
    3.3 氣體間隙的影響
        3.3.1 氣體間隙對溫度場的影響
        3.3.2 氣體間隙對變形的影響
    3.4 本章小結(jié)
4 燃料芯塊開裂行為分析
    4.1 燃料芯塊開裂求解模型
    4.2 釋放開裂面邊界條件方法模擬開裂
    4.3 燃料芯塊開裂塊數(shù)分析
    4.4 本章小結(jié)
結(jié)論
參考文獻
攻讀碩士學(xué)位期間發(fā)表學(xué)術(shù)論文情況
致謝


【參考文獻】：
期刊論文
[1]小型自然循環(huán)鉛冷快堆超功率失熱阱并發(fā)瞬態(tài)分析[J]. 石康麗,張喜林,陳紅麗.  核動力工程. 2017(04)
[2]鉛鉍共晶合金流動傳熱特性及不溶性腐蝕產(chǎn)物沉積特性數(shù)值模擬[J]. 楊旭,周濤,方曉璐,林達(dá)平,汝小龍.  原子能科學(xué)技術(shù). 2015(08)
[3]鉛鉍與水自然循環(huán)流動傳熱比較分析[J]. 李精精,周濤,劉夢影,鄒文重,蘇子威,李云博,吳宜燦.  核科學(xué)與工程. 2014(02)
[4]鉛鉍冷快堆堆芯軸向一維單通道穩(wěn)態(tài)分析[J]. 曾文杰,趙福宇.  新型工業(yè)化. 2013(06)
[5]核反應(yīng)堆安全性評述[J]. 王麗新.  科技創(chuàng)新與應(yīng)用. 2012(16)
[6]核電站的發(fā)展歷程及應(yīng)用前景[J]. 林宗虎.  自然雜志. 2012(02)
[7]國內(nèi)外核電發(fā)展形勢分析[J]. 武宏波,王智冬,項冰.  能源技術(shù)經(jīng)濟. 2012(03)
[8]核電擁有安全的未來——訪原機械工業(yè)部副部長、中國電工技術(shù)學(xué)會理事長孫昌基[J]. 奚大華,肖吉德.  電氣技術(shù). 2011(08)
[9]世界核電技術(shù)發(fā)展趨勢及第三代核電技術(shù)的定位[J]. 歐陽予.  國防科技工業(yè). 2007(05)
[10]二氧化鈾核燃料芯塊燒結(jié)工藝的發(fā)展概況[J]. 李銳,高家誠,楊曉東,孟繁琦.  材料導(dǎo)報. 2006(02)

博士論文
[1]鉛鉍冷卻反應(yīng)堆含配重燃料組件結(jié)構(gòu)完整性分析[D]. 韓騫.中國科學(xué)技術(shù)大學(xué) 2015
[2]小型自然循環(huán)鉛冷快堆SNCLFR-100熱工水力設(shè)計與安全分析研究[D]. 陳釗.中國科學(xué)技術(shù)大學(xué) 2015



本文編號：3059832