發(fā)布時(shí)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(dú)特優(yōu)勢(shì),因此世界各國(guó)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(shí),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(guò)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(diǎn)低、沸點(diǎn)高、熱穩(wěn)定性好,反應(yīng)堆可以在低壓下運(yùn)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(lái)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(jī)理,為鉛冷快堆核燃料棒的結(jié)構(gòu)優(yōu)化設(shè)計(jì)提供了初步理論基礎(chǔ)。本文首先建立了簡(jiǎn)化的核燃料棒模型,設(shè)計(jì)了核燃料棒熱力耦合迭代計(jì)算過(guò)程,采用二維軸對(duì)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(duì)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(duì)包殼管本身的應(yīng)力影響明顯,但是對(duì)于燃料芯塊應(yīng)力與... 

【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)】：63 頁(yè)

【學(xué)位級(jí)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(diǎn)
        1.2.2 核燃料棒結(jié)構(gòu)設(shè)計(jì)準(zhǔn)則
    1.3 國(guó)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?jī)?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(duì)核燃料棒溫度場(chǎng)及應(yīng)力場(chǎng)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(duì)溫度場(chǎng)的影響
        3.1.2 燃料芯塊軸向分塊數(shù)對(duì)變形的影響
    3.2 包殼管厚度的影響
        3.2.1 包殼管厚度對(duì)溫度場(chǎng)的影響
        3.2.2 包殼管厚度對(duì)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(duì)溫度場(chǎng)的影響
        3.3.2 氣體間隙對(duì)變形的影響
    3.4 本章小結(jié)
4 燃料芯塊開(kāi)裂行為分析
    4.1 燃料芯塊開(kāi)裂求解模型
    4.2 釋放開(kāi)裂面邊界條件方法模擬開(kāi)裂
    4.3 燃料芯塊開(kāi)裂塊數(shù)分析
    4.4 本章小結(jié)
結(jié)論
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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[2]鉛鉍共晶合金流動(dòng)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(dòng)傳熱比較分析[J]. 李精精,周濤,劉夢(mèng)影,鄒文重,蘇子威,李云博,吳宜燦.  核科學(xué)與工程. 2014(02)
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[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(guó)內(nèi)外核電發(fā)展形勢(shì)分析[J]. 武宏波,王智冬,項(xiàng)冰.  能源技術(shù)經(jīng)濟(jì). 2012(03)
[8]核電擁有安全的未來(lái)——訪原機(jī)械工業(yè)部副部長(zhǎng)、中國(guó)電工技術(shù)學(xué)會(huì)理事長(zhǎng)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(shì)及第三代核電技術(shù)的定位[J]. 歐陽(yáng)予.  國(guó)防科技工業(yè). 2007(05)
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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(guó)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(jì)與安全分析研究[D]. 陳釗.中國(guó)科學(xué)技術(shù)大學(xué) 2015



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