CAE在第三代核电设备国产化中的典型应用案例

2013-07-24 by:广州ANSYS Workbench软件培训中心来源:仿真在线

0 引言

大型先进压水堆核电站重大专项是《国家中长期科学和技术发展规划纲要(2006—2020)》确定的16个国家重大科技专项之一,也是我国建设创新型国家的标志性工程之一.按照党中央、国务院的战略决策,该重大专项的目标是在消化、吸收和全面掌握我国引进的第三代核电AP1000先进技术基础上,通过再创新开发形成具有我国自主知识产权的、功率更大的大型先进压水堆核电技术品牌.

2006年12月,我国决定引进具有国际领先水平的美国AP1000第三代核电技术,并在浙江三门和山东海阳进行自主化依托项目建设.与第二代核电技术相比,第三代核电在国产化过程中不仅将对国家的装备制造业产生长远影响,而且在技术引进过程中,美国西屋电气公司的先进设计技术尤其是核电设备CAE分析技术必将使我国的核电研发设计能力大幅提升.广州核工程研究设计院作为承担第三代核电技
术引进消化吸收和再创新重任的国家核电技术公司的核心单位,通过对AP1000技术的消化和吸收,在核电设备CAE分析技术方面积累了丰富经验,逐渐明确核电设备CAE分析技术在第三代核电国产化中的任务和方向.

1 我国核电设备CAE 分析技术方案的经验积累

从20世纪90年代起,随着计算机技术的快速发展,CAE技术逐渐成为工程应用的主要工具之一.在核电设计领域,从20世纪90年代后期CAD技术逐渐取代传统的手绘图纸;2000年以后,三维CAD技术逐渐取代二维设计,大大提升工程设计的效率.与CAD技术给设计领域带来的变革相呼应,CAE分析技术也在核电设备的分析验证中得到充分应用和发展.

在20世纪80年代之前,国内的核电设计基本依靠试验验证的方法确保核电设备的安全并开展对各种复杂工况的研究.在秦山一期核电站的建设过程中,广州核工程研究设计院联合各科研院所先后建立零功率试验、反应堆模拟体水力与流致振动试验以及燃料组件水力试验等22个装置,并应用和改建原有的核科技设施进行400多项科研试验,结合大量的理论分析工具和自编有限元程序,有效地保证设计、设备制造和工程建设的顺利进行,奠定我国核电自主设计的基础.

20世纪80年代末,大型计算机在我国开始应用到核电领域.在结构设计方面,ANSYS等CAE分析软件在抗震分析和强度计算方面逐渐取代部分试验,成为设备验证的主要工具.在热工水力分析方面,也逐渐应用FORTRAN和C等语言自编大量的分析程序.1998年,秦山一期核电站在第四次大修时发现堆内构件部分损坏,为完成修复工作,广州核工程研究设计院会同西屋电气公司采用计算流体力学(ComputationalFluidDynamics,CFD)分析技术对堆内流场分布进行初步分析.2000年以后,在巴基斯坦恰希玛核电项目中,核电设备采用以详细应力分析、载荷组合、热工流体分析和应力评定为基础的“分析法设计”方法进行设计.CAE分析技术在国内核电设备设计过程中得到进一步应用和发展,并完成核电厂承压设备“分析法设计”软件系统和平台.

2 AP1000技术中设备CAE分析技术的应用

AP1000技术是西屋电气公司在总结整理第二代核电技术并创新完成的AP600技术基础上发展而来的,它充分吸收CAE技术在核电设备设计过程中的作用,最大限度地应用CAE分析技术,降低研发过程中的成本,使CAE分析技术在核电设备特别是主设备中的应用得到更广阔的发展.AP1000反应堆压力容器应力分布见图1.

CAE在第三代核电设备国产化中的典型应用案例ansys分析案例图片1
图1 AP1000反应堆压力容器应力分布

在结构设计方面,AP1000技术中的核安全相关设备都有相应的分析报告支持,ANSYS 和GTSTRUDL等许多结构分析软件被广泛应用到载荷分析、抗震分析以及安全裕度评估等工作中.在热工水力方面,CFX和FLUENT等商业化CAE分析软件逐渐取代各种专用软件,成为流场分析和温度场分析的主要工具.同时,西屋电气公司借助商业软件平台,自行研发多种专用的分析程序,拓展和延伸CAE在核电设备设计中的应用.

3 CAE分析技术在第三代核电设备国产化过程中的三大任务

第三代核电设备国产化以及核电技术路线的统一是国家能源政策的重要布局之一.第三代核电设备国产化的过程是大幅提高我国装备制造业水平的重要契机,在确保核设备安全性的同时努力降低设备造价、缩短研发周期,就要在设备设计过程中大
量应用CAE分析技术.参考AP1000核设备设计中的应用,CAE分析技术在第三代核电设备国产化过程中主要有3大任务:

(1)为设计提供多种参考,保证概念设计的最优化.在消化吸收AP1000后,为实现大型先进压水堆核电站重大专项CAP1400设计的最优化,应采用
CAE技术进行概念设计,及时剔除不合理的设计方案以确保概念设计的最优化,并提高设计的经济性.
(2)逐渐取代成熟设计的试验验证,为设计的结构合理性提供支持依据.在核电工程设计中,很多设备依据之前的设备设计沿用而来,核电抗震技术在CAE中已经比较成熟,因此多数设备可以直接用CAE中的抗震分析取代试验验证.
(3)建立协同仿真设计分析平台,为设计验证提供优化方案,大幅降低试验造价.如针对反应堆辐照监督管结构失效原因,通过流场、流致振动及磨损机理等方面的分析找出多方面原因,提供优化设计方案,形成改造后结构的优化形式,并通过分析和
评定满足相关规范要求.设计—分析—完整性评价系统见图2.其中,如果没有要求,则可省略试验验证环节.

CAE在第三代核电设备国产化中的典型应用案例ansys结果图图片2

图2 设计—分析—完整性评价系统

为验证核电设备设计的合理性,必须对核安全相关的主设备进行必要试验,以验证设计分析结果的可靠性.以堆内构件为例,为确保堆内构件能实现较好的堆芯流量分
配以及防止与降低流致振动危害,在设计时采用CFD仿真计算进行优化设计,形成仿真虚拟产品.在此基础上,将优化产品进行模型缩比,并通过缩比模型的水力模拟和流致振动试验进行验证.采用CFD技术完成的反应堆内流场分布见图3.

CAE在第三代核电设备国产化中的典型应用案例ansys结构分析图片3

反应堆内流场分布

4 结束语
在充分吸收AP1000设备设计分析的基础上,CAE分析技术在第三代核电设备国产化过程中将不断完善结构抗震、瞬态疲劳以及结构跌落等CAE分析的计算方法,提升核电设备CAE分析的精确性,并通过CAE仿真与试验相结合的方法,逐渐降低试验验证的比重、提升设计效率、降低设计成本,进一步推动CAE分析技术在核电设备分析领域的应用.

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