核工業 |
CAE在第三代核電設備國產化中的典型應用案例
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展規劃綱要(2006—2020)》確定的16個國家重大科技專項之一,也是我國建設創新型國家的標志性工程之一.按照黨中央、國務院的戰略決策,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,通過再創新開發形成具有我國自主知識產權的、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,第三代核電在國產化過程中不僅將對國家的裝備制造業產生長遠影響,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設計能力大幅提升.上海核工程研究設計院作為承擔第三代核電技 從20世紀90年代起,隨著計算機技術的快速發展,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展. 在20世紀80年代之前,國內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,上海核工程研究設計院聯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現堆內構件部分損壞,為完成修復工作,上海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分析技術在國內核電設備設計過程中得到進一步應用和發展,并完成核電廠承壓設備“分析法設計”軟件系統和平臺. AP1000技術是西屋電氣公司在總結整理第二代核電技術并創新完成的AP600技術基礎上發展而來的,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展.AP1000反應堆壓力容器應力分布見圖1.
圖1。粒校保埃埃胺磻褖毫θ萜鲬Ψ植
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軟件平臺,自行研發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.
第三代核電設備國產化以及核電技術路線的統一是國家能源政策的重要布局之一.第三代核電設備國產化的過程是大幅提高我國裝備制造業水平的重要契機,在確保核設備安全性的同時努力降低設備造價、縮短研發周期,就要在設備設計過程中大
圖2 設計—分析—完整性評價系統
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.以堆內構件為例,為確保堆內構件能實現較好的堆芯流量分
反應堆內流場分布 |