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力來源,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)生熱疲勞裂紋的問題一直制約著我國乃至世界核電裝備的發(fā)展,本文圍繞這一問題展開研究。針對在高溫環(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)裂紋的問題,提出通過仿生表面微結(jié)構(gòu)設(shè)計,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。針對這一設(shè)想,本文采用有限元與無限元結(jié)合的辦法,解決熱應(yīng)力分析的多尺度問題。利用COMSOL多場耦合分析軟件,對瞬態(tài)熱沖擊條件下,表面微結(jié)構(gòu)的溫度場與熱應(yīng)力分布進(jìn)行分析,研究了沖擊時間、微結(jié)構(gòu)幾何參數(shù)和流體粘性底層厚度等對微結(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)對降低短時間冷水沖擊產(chǎn)生的表面熱應(yīng)力具有顯著效果,同時在微結(jié)構(gòu)與基底之間存在最優(yōu)過渡曲面使表面熱應(yīng)力最小化,并且考察了幾何參數(shù)對最優(yōu)過渡曲面的的影響。 

【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)】：70 頁

【學(xué)位級別】：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 對流換熱模型
    2.2 有限元基本理論
        2.2.1 COMSOL軟件簡介及計算流程
        2.2.2 熱力耦合有限元基本理論
        2.2.3 無限元基本理論
3 微柱及微管結(jié)構(gòu)的熱防護(hù)計算
    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)值計算模型
    3.3 定義單元類型與網(wǎng)格劃分
    3.4 計算結(jié)果的網(wǎng)格獨立性分析
    3.5 采用無限元計算結(jié)果的驗證
    3.6 本章小結(jié)
4 微柱及微管結(jié)構(gòu)熱防護(hù)計算結(jié)果分析
    4.1 熱沖擊時間對微柱及微管結(jié)構(gòu)的熱防護(hù)性能的影響
    4.2 過渡曲面參數(shù)對微柱及微管結(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)對微柱及微管結(jié)構(gòu)的熱防護(hù)性能及最優(yōu)過渡曲面的的影響分析
    5.1 細(xì)長比對微柱及微管結(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對微柱及微管結(jié)構(gòu)最優(yōu)過渡曲面的影響
    5.5 微柱及微管的直徑d對微柱及微管結(jié)構(gòu)最優(yōu)過渡曲面的影響
    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
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博士論文
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碩士論文
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[2]核主泵葉輪非定常流場及疲勞壽命可靠性分析[D]. 李穎.上海交通大學(xué) 2009
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本文編號：3079064