仿生表面微结构的热防护性能研究
发布时间：2021-03-12 22:08
核主泵是核电站反应堆一回路主冷却装置,是核电站中唯一的不间断动力来源,被誉为核电站的“心脏”。核主泵主轴作为核主泵的核心部件,其安全可靠运行显得至关重要,然而其在高温高压强辐射环境中由于遭受冷水反复冲击而产生热疲劳裂纹的问题一直制约着我国乃至世界核电装备的发展,本文围绕这一问题展开研究。针对在高温环境下工作的核主泵主轴部件遭受冷却水反复冲击而容易出现裂纹的问题,提出通过仿生表面微结构设计,利用水低热扩散率的特性,在被热冲击表面产生隔热水膜,从而降低瞬态热冲击过程中表层结构的热应力,防止结构热疲劳损伤。针对这一设想,本文采用有限元与无限元结合的办法,解决热应力分析的多尺度问题。利用COMSOL多场耦合分析软件,对瞬态热冲击条件下,表面微结构的温度场与热应力分布进行分析,研究了冲击时间、微结构几何参数和流体粘性底层厚度等对微结构表面热冲击防护能力的影响。研究发现,表面微柱或微管结构对降低短时间冷水冲击产生的表面热应力具有显著效果,同时在微结构与基底之间存在最优过渡曲面使表面热应力最小化,并且考察了几何参数对最优过渡曲面的的影响。
【文章来源】：大连理工大学辽宁省 211工程院校 985工程院校 教育部直属院校
【文章页数】：70 页
【学位级别】：硕士
【文章目录】：
摘要
Abstract
1 绪论
1.1 课题研究背景及意义
1.2 核主泵及主轴结构
1.3 研究概况
1.3.1 当前热防护问题研究现状
1.3.2 主要研究手段
1.4 本文主要工作内容
2 热防护计算的基本理论
2.1 传热学基本理论
2.1.1 傅里叶传导
2.1.2 对流换热模型
2.2 有限元基本理论
2.2.1 COMSOL软件简介及计算流程
2.2.2 热力耦合有限元基本理论
2.2.3 无限元基本理论
3 微柱及微管结构的热防护计算
3.1 微柱及微管结构的几何模型
3.2 微柱及微管结构热防护数值计算模型
3.3 定义单元类型与网格划分
3.4 计算结果的网格独立性分析
3.5 采用无限元计算结果的验证
3.6 本章小结
4 微柱及微管结构热防护计算结果分析
4.1 热冲击时间对微柱及微管结构的热防护性能的影响
4.2 过渡曲面参数对微柱及微管结构的热防护性能的影响
4.3 粘性底层厚度对微柱及微管结构的热防护性能的影响
4.4 边界温差对微柱及微管结构的热防护性能的影响
4.5 本章小结
5 几何参数对微柱及微管结构的热防护性能及最优过渡曲面的的影响分析
5.1 细长比对微柱及微管结构的热防护性能的影响
5.2 间隙比对微柱及微管结构的热防护性能的影响
5.3 微管的管壁厚度对微管结构的热防护性能的影响
5.4 微柱及微管的高度h对微柱及微管结构最优过渡曲面的影响
5.5 微柱及微管的直径d对微柱及微管结构最优过渡曲面的影响
5.6 本章小结
6 结论及展望
6.1 本文主要结论
6.2 后续工作展望
参考文献
攻读硕士学位期间发表学术论文情况
致谢
【参考文献】：
期刊论文
[1]基于LS-SVM方法的某核电站主泵故障诊断[J]. 毛伟,余刃,陆古兵. 海军工程大学学报. 2012(05)
[2]核电厂管道热疲劳机理与防治[J]. 谭璞,李剑波. 核安全. 2011(04)
[3]压水堆核电站主管道材料的低周疲劳行为研究[J]. 薛飞,余伟炜,遆文新,王兆希,张路,林磊,石崇哲. 机械强度. 2011(06)
[4]反应堆GGR系统辅助管系稳态振动评估与振动疲劳寿命分析[J]. 王兆希,薛飞,龚明祥,遆文新,林磊,刘鹏. 核动力工程. 2011(02)
[5]我国核电站核泵现状及国产化前景[J]. 穆丽红,张增强,马俊杰. 水泵技术. 2009(03)
[6]世界核电发展历程与中国核电发展之路[J]. 景继强,栾洪卫. 东北电力技术. 2008(02)
[7]国际核能应用及其前景展望与我国核电的发展[J]. 欧阳予,汪达升. 华北电力大学学报(自然科学版). 2007(05)
[8]核电站用屏蔽泵的抗震力学性能计算分析[J]. 杨晓丰,张勇,孙柏涛,胡少卿. 世界地震工程. 2007(03)
[9]浅谈压水堆核电站主泵[J]. 蔡龙,张丽平. 水泵技术. 2007(04)
[10]无限元方法及其应用[J]. 李录贤,国松直,王爱琴. 力学进展. 2007(02)
博士论文
[1]新型板式换热器内高粘性流体传热与流动特性研究[D]. 栾志坚.山东大学 2009
硕士论文
[1]核主泵主轴表面热疲劳分析[D]. 胡光举.大连理工大学 2012
[2]核主泵叶轮非定常流场及疲劳寿命可靠性分析[D]. 李颖.上海交通大学 2009
[3]断电事故下核主泵流动及振动特性研究[D]. 刘夏杰.上海交通大学 2008
本文编号：3079064
【文章来源】：大连理工大学辽宁省 211工程院校 985工程院校 教育部直属院校
【文章页数】：70 页
【学位级别】：硕士
【文章目录】：
摘要
Abstract
1 绪论
1.1 课题研究背景及意义
1.2 核主泵及主轴结构
1.3 研究概况
1.3.1 当前热防护问题研究现状
1.3.2 主要研究手段
1.4 本文主要工作内容
2 热防护计算的基本理论
2.1 传热学基本理论
2.1.1 傅里叶传导
2.1.2 对流换热模型
2.2 有限元基本理论
2.2.1 COMSOL软件简介及计算流程
2.2.2 热力耦合有限元基本理论
2.2.3 无限元基本理论
3 微柱及微管结构的热防护计算
3.1 微柱及微管结构的几何模型
3.2 微柱及微管结构热防护数值计算模型
3.3 定义单元类型与网格划分
3.4 计算结果的网格独立性分析
3.5 采用无限元计算结果的验证
3.6 本章小结
4 微柱及微管结构热防护计算结果分析
4.1 热冲击时间对微柱及微管结构的热防护性能的影响
4.2 过渡曲面参数对微柱及微管结构的热防护性能的影响
4.3 粘性底层厚度对微柱及微管结构的热防护性能的影响
4.4 边界温差对微柱及微管结构的热防护性能的影响
4.5 本章小结
5 几何参数对微柱及微管结构的热防护性能及最优过渡曲面的的影响分析
5.1 细长比对微柱及微管结构的热防护性能的影响
5.2 间隙比对微柱及微管结构的热防护性能的影响
5.3 微管的管壁厚度对微管结构的热防护性能的影响
5.4 微柱及微管的高度h对微柱及微管结构最优过渡曲面的影响
5.5 微柱及微管的直径d对微柱及微管结构最优过渡曲面的影响
5.6 本章小结
6 结论及展望
6.1 本文主要结论
6.2 后续工作展望
参考文献
攻读硕士学位期间发表学术论文情况
致谢
【参考文献】：
期刊论文
[1]基于LS-SVM方法的某核电站主泵故障诊断[J]. 毛伟,余刃,陆古兵. 海军工程大学学报. 2012(05)
[2]核电厂管道热疲劳机理与防治[J]. 谭璞,李剑波. 核安全. 2011(04)
[3]压水堆核电站主管道材料的低周疲劳行为研究[J]. 薛飞,余伟炜,遆文新,王兆希,张路,林磊,石崇哲. 机械强度. 2011(06)
[4]反应堆GGR系统辅助管系稳态振动评估与振动疲劳寿命分析[J]. 王兆希,薛飞,龚明祥,遆文新,林磊,刘鹏. 核动力工程. 2011(02)
[5]我国核电站核泵现状及国产化前景[J]. 穆丽红,张增强,马俊杰. 水泵技术. 2009(03)
[6]世界核电发展历程与中国核电发展之路[J]. 景继强,栾洪卫. 东北电力技术. 2008(02)
[7]国际核能应用及其前景展望与我国核电的发展[J]. 欧阳予,汪达升. 华北电力大学学报(自然科学版). 2007(05)
[8]核电站用屏蔽泵的抗震力学性能计算分析[J]. 杨晓丰,张勇,孙柏涛,胡少卿. 世界地震工程. 2007(03)
[9]浅谈压水堆核电站主泵[J]. 蔡龙,张丽平. 水泵技术. 2007(04)
[10]无限元方法及其应用[J]. 李录贤,国松直,王爱琴. 力学进展. 2007(02)
博士论文
[1]新型板式换热器内高粘性流体传热与流动特性研究[D]. 栾志坚.山东大学 2009
硕士论文
[1]核主泵主轴表面热疲劳分析[D]. 胡光举.大连理工大学 2012
[2]核主泵叶轮非定常流场及疲劳寿命可靠性分析[D]. 李颖.上海交通大学 2009
[3]断电事故下核主泵流动及振动特性研究[D]. 刘夏杰.上海交通大学 2008
本文编号：3079064
本文链接：https://www.wllwen.com/projectlw/hkxlw/3079064.html
