CAE在第三代核電設備國產(chǎn)化中的典型應用案例

2013-07-24 by:廣州ANSYS Workbench軟件培訓中心來源:仿真在線

0 引言

大型先進壓水堆核電站重大專項是《國家中長期科學和技術發(fā)展規(guī)劃綱要(2006—2020)》確定的16個國家重大科技專項之一,也是我國建設創(chuàng)新型國家的標志性工程之一.按照黨中央、國務院的戰(zhàn)略決策,該重大專項的目標是在消化、吸收和全面掌握我國引進的第三代核電AP1000先進技術基礎上,通過再創(chuàng)新開發(fā)形成具有我國自主知識產(chǎn)權的、功率更大的大型先進壓水堆核電技術品牌.

2006年12月,我國決定引進具有國際領先水平的美國AP1000第三代核電技術,并在浙江三門和山東海陽進行自主化依托項目建設.與第二代核電技術相比,第三代核電在國產(chǎn)化過程中不僅將對國家的裝備制造業(yè)產(chǎn)生長遠影響,而且在技術引進過程中,美國西屋電氣公司的先進設計技術尤其是核電設備CAE分析技術必將使我國的核電研發(fā)設計能力大幅提升.廣州核工程研究設計院作為承擔第三代核電技
術引進消化吸收和再創(chuàng)新重任的國家核電技術公司的核心單位,通過對AP1000技術的消化和吸收,在核電設備CAE分析技術方面積累了豐富經(jīng)驗,逐漸明確核電設備CAE分析技術在第三代核電國產(chǎn)化中的任務和方向.

1 我國核電設備CAE 分析技術方案的經(jīng)驗積累

從20世紀90年代起,隨著計算機技術的快速發(fā)展,CAE技術逐漸成為工程應用的主要工具之一.在核電設計領域,從20世紀90年代后期CAD技術逐漸取代傳統(tǒng)的手繪圖紙;2000年以后,三維CAD技術逐漸取代二維設計,大大提升工程設計的效率.與CAD技術給設計領域帶來的變革相呼應,CAE分析技術也在核電設備的分析驗證中得到充分應用和發(fā)展.

在20世紀80年代之前,國內(nèi)的核電設計基本依靠試驗驗證的方法確保核電設備的安全并開展對各種復雜工況的研究.在秦山一期核電站的建設過程中,廣州核工程研究設計院聯(lián)合各科研院所先后建立零功率試驗、反應堆模擬體水力與流致振動試驗以及燃料組件水力試驗等22個裝置,并應用和改建原有的核科技設施進行400多項科研試驗,結合大量的理論分析工具和自編有限元程序,有效地保證設計、設備制造和工程建設的順利進行,奠定我國核電自主設計的基礎.

20世紀80年代末,大型計算機在我國開始應用到核電領域.在結構設計方面,ANSYS等CAE分析軟件在抗震分析和強度計算方面逐漸取代部分試驗,成為設備驗證的主要工具.在熱工水力分析方面,也逐漸應用FORTRAN和C等語言自編大量的分析程序.1998年,秦山一期核電站在第四次大修時發(fā)現(xiàn)堆內(nèi)構件部分損壞,為完成修復工作,廣州核工程研究設計院會同西屋電氣公司采用計算流體力學(ComputationalFluidDynamics,CFD)分析技術對堆內(nèi)流場分布進行初步分析.2000年以后,在巴基斯坦恰?，敽穗婍椖恐?核電設備采用以詳細應力分析、載荷組合、熱工流體分析和應力評定為基礎的“分析法設計”方法進行設計.CAE分析技術在國內(nèi)核電設備設計過程中得到進一步應用和發(fā)展,并完成核電廠承壓設備“分析法設計”軟件系統(tǒng)和平臺.

2 AP1000技術中設備CAE分析技術的應用

AP1000技術是西屋電氣公司在總結整理第二代核電技術并創(chuàng)新完成的AP600技術基礎上發(fā)展而來的,它充分吸收CAE技術在核電設備設計過程中的作用,最大限度地應用CAE分析技術,降低研發(fā)過程中的成本,使CAE分析技術在核電設備特別是主設備中的應用得到更廣闊的發(fā)展.AP1000反應堆壓力容器應力分布見圖1.

CAE在第三代核電設備國產(chǎn)化中的典型應用案例ansys分析案例圖片1
圖1 AP1000反應堆壓力容器應力分布

在結構設計方面,AP1000技術中的核安全相關設備都有相應的分析報告支持,ANSYS 和GTSTRUDL等許多結構分析軟件被廣泛應用到載荷分析、抗震分析以及安全裕度評估等工作中.在熱工水力方面,CFX和FLUENT等商業(yè)化CAE分析軟件逐漸取代各種專用軟件,成為流場分析和溫度場分析的主要工具.同時,西屋電氣公司借助商業(yè)軟件平臺,自行研發(fā)多種專用的分析程序,拓展和延伸CAE在核電設備設計中的應用.

3 CAE分析技術在第三代核電設備國產(chǎn)化過程中的三大任務

第三代核電設備國產(chǎn)化以及核電技術路線的統(tǒng)一是國家能源政策的重要布局之一.第三代核電設備國產(chǎn)化的過程是大幅提高我國裝備制造業(yè)水平的重要契機,在確保核設備安全性的同時努力降低設備造價、縮短研發(fā)周期,就要在設備設計過程中大
量應用CAE分析技術.參考AP1000核設備設計中的應用,CAE分析技術在第三代核電設備國產(chǎn)化過程中主要有3大任務:

(1)為設計提供多種參考,保證概念設計的最優(yōu)化.在消化吸收AP1000后,為實現(xiàn)大型先進壓水堆核電站重大專項CAP1400設計的最優(yōu)化,應采用
CAE技術進行概念設計,及時剔除不合理的設計方案以確保概念設計的最優(yōu)化,并提高設計的經(jīng)濟性.
(2)逐漸取代成熟設計的試驗驗證,為設計的結構合理性提供支持依據(jù).在核電工程設計中,很多設備依據(jù)之前的設備設計沿用而來,核電抗震技術在CAE中已經(jīng)比較成熟,因此多數(shù)設備可以直接用CAE中的抗震分析取代試驗驗證.
(3)建立協(xié)同仿真設計分析平臺,為設計驗證提供優(yōu)化方案,大幅降低試驗造價.如針對反應堆輻照監(jiān)督管結構失效原因,通過流場、流致振動及磨損機理等方面的分析找出多方面原因,提供優(yōu)化設計方案,形成改造后結構的優(yōu)化形式,并通過分析和
評定滿足相關規(guī)范要求.設計—分析—完整性評價系統(tǒng)見圖2.其中,如果沒有要求,則可省略試驗驗證環(huán)節(jié).

CAE在第三代核電設備國產(chǎn)化中的典型應用案例ansys結果圖圖片2

圖2 設計—分析—完整性評價系統(tǒng)

為驗證核電設備設計的合理性,必須對核安全相關的主設備進行必要試驗,以驗證設計分析結果的可靠性.以堆內(nèi)構件為例,為確保堆內(nèi)構件能實現(xiàn)較好的堆芯流量分
配以及防止與降低流致振動危害,在設計時采用CFD仿真計算進行優(yōu)化設計,形成仿真虛擬產(chǎn)品.在此基礎上,將優(yōu)化產(chǎn)品進行模型縮比,并通過縮比模型的水力模擬和流致振動試驗進行驗證.采用CFD技術完成的反應堆內(nèi)流場分布見圖3.

CAE在第三代核電設備國產(chǎn)化中的典型應用案例ansys結構分析圖片3

反應堆內(nèi)流場分布

4 結束語
在充分吸收AP1000設備設計分析的基礎上,CAE分析技術在第三代核電設備國產(chǎn)化過程中將不斷完善結構抗震、瞬態(tài)疲勞以及結構跌落等CAE分析的計算方法,提升核電設備CAE分析的精確性,并通過CAE仿真與試驗相結合的方法,逐漸降低試驗驗證的比重、提升設計效率、降低設計成本,進一步推動CAE分析技術在核電設備分析領域的應用.

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