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CAE在第三代核电设备国产化中的典型应用案例
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.上海核工程研究设计院作为承担第三代核电技 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,上海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,上海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. 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.
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.
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
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
反应堆内流场分布 |