仿生表面微結(jié)構(gòu)的熱防護(hù)性能研究
發(fā)布時(shí)間:2021-03-12 22:08
核主泵是核電站反應(yīng)堆一回路主冷卻裝置,是核電站中唯一的不間斷動(dòng)力來(lái)源,被譽(yù)為核電站的“心臟”。核主泵主軸作為核主泵的核心部件,其安全可靠運(yùn)行顯得至關(guān)重要,然而其在高溫高壓強(qiáng)輻射環(huán)境中由于遭受冷水反復(fù)沖擊而產(chǎn)生熱疲勞裂紋的問(wèn)題一直制約著我國(guó)乃至世界核電裝備的發(fā)展,本文圍繞這一問(wèn)題展開(kāi)研究。針對(duì)在高溫環(huán)境下工作的核主泵主軸部件遭受冷卻水反復(fù)沖擊而容易出現(xiàn)裂紋的問(wèn)題,提出通過(guò)仿生表面微結(jié)構(gòu)設(shè)計(jì),利用水低熱擴(kuò)散率的特性,在被熱沖擊表面產(chǎn)生隔熱水膜,從而降低瞬態(tài)熱沖擊過(guò)程中表層結(jié)構(gòu)的熱應(yīng)力,防止結(jié)構(gòu)熱疲勞損傷。針對(duì)這一設(shè)想,本文采用有限元與無(wú)限元結(jié)合的辦法,解決熱應(yīng)力分析的多尺度問(wèn)題。利用COMSOL多場(chǎng)耦合分析軟件,對(duì)瞬態(tài)熱沖擊條件下,表面微結(jié)構(gòu)的溫度場(chǎng)與熱應(yīng)力分布進(jìn)行分析,研究了沖擊時(shí)間、微結(jié)構(gòu)幾何參數(shù)和流體粘性底層厚度等對(duì)微結(jié)構(gòu)表面熱沖擊防護(hù)能力的影響。研究發(fā)現(xiàn),表面微柱或微管結(jié)構(gòu)對(duì)降低短時(shí)間冷水沖擊產(chǎn)生的表面熱應(yīng)力具有顯著效果,同時(shí)在微結(jié)構(gòu)與基底之間存在最優(yōu)過(guò)渡曲面使表面熱應(yīng)力最小化,并且考察了幾何參數(shù)對(duì)最優(yōu)過(guò)渡曲面的的影響。
【文章來(lái)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(yè)數(shù)】:70 頁(yè)
【學(xué)位級(jí)別】:碩士
【文章目錄】:
摘要
Abstract
1 緒論
1.1 課題研究背景及意義
1.2 核主泵及主軸結(jié)構(gòu)
1.3 研究概況
1.3.1 當(dāng)前熱防護(hù)問(wèn)題研究現(xiàn)狀
1.3.2 主要研究手段
1.4 本文主要工作內(nèi)容
2 熱防護(hù)計(jì)算的基本理論
2.1 傳熱學(xué)基本理論
2.1.1 傅里葉傳導(dǎo)
2.1.2 對(duì)流換熱模型
2.2 有限元基本理論
2.2.1 COMSOL軟件簡(jiǎn)介及計(jì)算流程
2.2.2 熱力耦合有限元基本理論
2.2.3 無(wú)限元基本理論
3 微柱及微管結(jié)構(gòu)的熱防護(hù)計(jì)算
3.1 微柱及微管結(jié)構(gòu)的幾何模型
3.2 微柱及微管結(jié)構(gòu)熱防護(hù)數(shù)值計(jì)算模型
3.3 定義單元類型與網(wǎng)格劃分
3.4 計(jì)算結(jié)果的網(wǎng)格獨(dú)立性分析
3.5 采用無(wú)限元計(jì)算結(jié)果的驗(yàn)證
3.6 本章小結(jié)
4 微柱及微管結(jié)構(gòu)熱防護(hù)計(jì)算結(jié)果分析
4.1 熱沖擊時(shí)間對(duì)微柱及微管結(jié)構(gòu)的熱防護(hù)性能的影響
4.2 過(guò)渡曲面參數(shù)對(duì)微柱及微管結(jié)構(gòu)的熱防護(hù)性能的影響
4.3 粘性底層厚度對(duì)微柱及微管結(jié)構(gòu)的熱防護(hù)性能的影響
4.4 邊界溫差對(duì)微柱及微管結(jié)構(gòu)的熱防護(hù)性能的影響
4.5 本章小結(jié)
5 幾何參數(shù)對(duì)微柱及微管結(jié)構(gòu)的熱防護(hù)性能及最優(yōu)過(guò)渡曲面的的影響分析
5.1 細(xì)長(zhǎng)比對(duì)微柱及微管結(jié)構(gòu)的熱防護(hù)性能的影響
5.2 間隙比對(duì)微柱及微管結(jié)構(gòu)的熱防護(hù)性能的影響
5.3 微管的管壁厚度對(duì)微管結(jié)構(gòu)的熱防護(hù)性能的影響
5.4 微柱及微管的高度h對(duì)微柱及微管結(jié)構(gòu)最優(yōu)過(guò)渡曲面的影響
5.5 微柱及微管的直徑d對(duì)微柱及微管結(jié)構(gòu)最優(yōu)過(guò)渡曲面的影響
5.6 本章小結(jié)
6 結(jié)論及展望
6.1 本文主要結(jié)論
6.2 后續(xù)工作展望
參考文獻(xiàn)
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(xiàn)】:
期刊論文
[1]基于LS-SVM方法的某核電站主泵故障診斷[J]. 毛偉,余刃,陸古兵. 海軍工程大學(xué)學(xué)報(bào). 2012(05)
[2]核電廠管道熱疲勞機(jī)理與防治[J]. 譚璞,李劍波. 核安全. 2011(04)
[3]壓水堆核電站主管道材料的低周疲勞行為研究[J]. 薛飛,余偉煒,遆文新,王兆希,張路,林磊,石崇哲. 機(jī)械強(qiáng)度. 2011(06)
[4]反應(yīng)堆GGR系統(tǒng)輔助管系穩(wěn)態(tài)振動(dòng)評(píng)估與振動(dòng)疲勞壽命分析[J]. 王兆希,薛飛,龔明祥,遆文新,林磊,劉鵬. 核動(dòng)力工程. 2011(02)
[5]我國(guó)核電站核泵現(xiàn)狀及國(guó)產(chǎn)化前景[J]. 穆麗紅,張?jiān)鰪?qiáng),馬俊杰. 水泵技術(shù). 2009(03)
[6]世界核電發(fā)展歷程與中國(guó)核電發(fā)展之路[J]. 景繼強(qiáng),欒洪衛(wèi). 東北電力技術(shù). 2008(02)
[7]國(guó)際核能應(yīng)用及其前景展望與我國(guó)核電的發(fā)展[J]. 歐陽(yáng)予,汪達(dá)升. 華北電力大學(xué)學(xué)報(bào)(自然科學(xué)版). 2007(05)
[8]核電站用屏蔽泵的抗震力學(xué)性能計(jì)算分析[J]. 楊曉豐,張勇,孫柏濤,胡少卿. 世界地震工程. 2007(03)
[9]淺談壓水堆核電站主泵[J]. 蔡龍,張麗平. 水泵技術(shù). 2007(04)
[10]無(wú)限元方法及其應(yīng)用[J]. 李錄賢,國(guó)松直,王愛(ài)琴. 力學(xué)進(jìn)展. 2007(02)
博士論文
[1]新型板式換熱器內(nèi)高粘性流體傳熱與流動(dòng)特性研究[D]. 欒志堅(jiān).山東大學(xué) 2009
碩士論文
[1]核主泵主軸表面熱疲勞分析[D]. 胡光舉.大連理工大學(xué) 2012
[2]核主泵葉輪非定常流場(chǎng)及疲勞壽命可靠性分析[D]. 李穎.上海交通大學(xué) 2009
[3]斷電事故下核主泵流動(dòng)及振動(dòng)特性研究[D]. 劉夏杰.上海交通大學(xué) 2008
本文編號(hào):3079064
【文章來(lái)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(yè)數(shù)】:70 頁(yè)
【學(xué)位級(jí)別】:碩士
【文章目錄】:
摘要
Abstract
1 緒論
1.1 課題研究背景及意義
1.2 核主泵及主軸結(jié)構(gòu)
1.3 研究概況
1.3.1 當(dāng)前熱防護(hù)問(wèn)題研究現(xiàn)狀
1.3.2 主要研究手段
1.4 本文主要工作內(nèi)容
2 熱防護(hù)計(jì)算的基本理論
2.1 傳熱學(xué)基本理論
2.1.1 傅里葉傳導(dǎo)
2.1.2 對(duì)流換熱模型
2.2 有限元基本理論
2.2.1 COMSOL軟件簡(jiǎn)介及計(jì)算流程
2.2.2 熱力耦合有限元基本理論
2.2.3 無(wú)限元基本理論
3 微柱及微管結(jié)構(gòu)的熱防護(hù)計(jì)算
3.1 微柱及微管結(jié)構(gòu)的幾何模型
3.2 微柱及微管結(jié)構(gòu)熱防護(hù)數(shù)值計(jì)算模型
3.3 定義單元類型與網(wǎng)格劃分
3.4 計(jì)算結(jié)果的網(wǎng)格獨(dú)立性分析
3.5 采用無(wú)限元計(jì)算結(jié)果的驗(yàn)證
3.6 本章小結(jié)
4 微柱及微管結(jié)構(gòu)熱防護(hù)計(jì)算結(jié)果分析
4.1 熱沖擊時(shí)間對(duì)微柱及微管結(jié)構(gòu)的熱防護(hù)性能的影響
4.2 過(guò)渡曲面參數(shù)對(duì)微柱及微管結(jié)構(gòu)的熱防護(hù)性能的影響
4.3 粘性底層厚度對(duì)微柱及微管結(jié)構(gòu)的熱防護(hù)性能的影響
4.4 邊界溫差對(duì)微柱及微管結(jié)構(gòu)的熱防護(hù)性能的影響
4.5 本章小結(jié)
5 幾何參數(shù)對(duì)微柱及微管結(jié)構(gòu)的熱防護(hù)性能及最優(yōu)過(guò)渡曲面的的影響分析
5.1 細(xì)長(zhǎng)比對(duì)微柱及微管結(jié)構(gòu)的熱防護(hù)性能的影響
5.2 間隙比對(duì)微柱及微管結(jié)構(gòu)的熱防護(hù)性能的影響
5.3 微管的管壁厚度對(duì)微管結(jié)構(gòu)的熱防護(hù)性能的影響
5.4 微柱及微管的高度h對(duì)微柱及微管結(jié)構(gòu)最優(yōu)過(guò)渡曲面的影響
5.5 微柱及微管的直徑d對(duì)微柱及微管結(jié)構(gòu)最優(yōu)過(guò)渡曲面的影響
5.6 本章小結(jié)
6 結(jié)論及展望
6.1 本文主要結(jié)論
6.2 后續(xù)工作展望
參考文獻(xiàn)
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(xiàn)】:
期刊論文
[1]基于LS-SVM方法的某核電站主泵故障診斷[J]. 毛偉,余刃,陸古兵. 海軍工程大學(xué)學(xué)報(bào). 2012(05)
[2]核電廠管道熱疲勞機(jī)理與防治[J]. 譚璞,李劍波. 核安全. 2011(04)
[3]壓水堆核電站主管道材料的低周疲勞行為研究[J]. 薛飛,余偉煒,遆文新,王兆希,張路,林磊,石崇哲. 機(jī)械強(qiáng)度. 2011(06)
[4]反應(yīng)堆GGR系統(tǒng)輔助管系穩(wěn)態(tài)振動(dòng)評(píng)估與振動(dòng)疲勞壽命分析[J]. 王兆希,薛飛,龔明祥,遆文新,林磊,劉鵬. 核動(dòng)力工程. 2011(02)
[5]我國(guó)核電站核泵現(xiàn)狀及國(guó)產(chǎn)化前景[J]. 穆麗紅,張?jiān)鰪?qiáng),馬俊杰. 水泵技術(shù). 2009(03)
[6]世界核電發(fā)展歷程與中國(guó)核電發(fā)展之路[J]. 景繼強(qiáng),欒洪衛(wèi). 東北電力技術(shù). 2008(02)
[7]國(guó)際核能應(yīng)用及其前景展望與我國(guó)核電的發(fā)展[J]. 歐陽(yáng)予,汪達(dá)升. 華北電力大學(xué)學(xué)報(bào)(自然科學(xué)版). 2007(05)
[8]核電站用屏蔽泵的抗震力學(xué)性能計(jì)算分析[J]. 楊曉豐,張勇,孫柏濤,胡少卿. 世界地震工程. 2007(03)
[9]淺談壓水堆核電站主泵[J]. 蔡龍,張麗平. 水泵技術(shù). 2007(04)
[10]無(wú)限元方法及其應(yīng)用[J]. 李錄賢,國(guó)松直,王愛(ài)琴. 力學(xué)進(jìn)展. 2007(02)
博士論文
[1]新型板式換熱器內(nèi)高粘性流體傳熱與流動(dòng)特性研究[D]. 欒志堅(jiān).山東大學(xué) 2009
碩士論文
[1]核主泵主軸表面熱疲勞分析[D]. 胡光舉.大連理工大學(xué) 2012
[2]核主泵葉輪非定常流場(chǎng)及疲勞壽命可靠性分析[D]. 李穎.上海交通大學(xué) 2009
[3]斷電事故下核主泵流動(dòng)及振動(dòng)特性研究[D]. 劉夏杰.上海交通大學(xué) 2008
本文編號(hào):3079064
本文鏈接:http://sikaile.net/projectlw/hkxlw/3079064.html
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