基于Pro-Engineer系統(tǒng)的核電廠堆腔注水CFD設(shè)計(jì)仿真.pdf

1、在核電廠中,嚴(yán)重事故的發(fā)生概率很低,但是一旦發(fā)生事故,就會(huì)導(dǎo)致堆芯熔化,堆芯熔融物有可能進(jìn)去壓力容器下封頭。下封頭可能因此被熔穿,威脅安全殼的完整性,導(dǎo)致放射性產(chǎn)物泄漏的嚴(yán)重后果。所以,保持反應(yīng)堆壓力容器的完整性,保持堆芯熔融物在反應(yīng)堆壓力容器內(nèi)(IVR)是嚴(yán)重事故緩解措施研究重點(diǎn)之一。作為一種重要的 IVR保護(hù)手段,堆腔注水嚴(yán)重事故緩解措施已被許多在運(yùn)行小功率核電站采用,為該類核電廠堆型在發(fā)生嚴(yán)重事故時(shí)提供足夠的冷卻,保證反應(yīng)堆壓力容

2、器的完整性。但是對于在運(yùn)行的大功率核電廠,能否通過堆腔注水的緩解措施為嚴(yán)重事故下的反應(yīng)堆壓力容器下封頭提供充足的冷卻,以保持壓力容器的完整性,目前國際上并無定論。
　　本論文采用數(shù)值模擬計(jì)算方法和計(jì)算軟件,建立合理的計(jì)算物理模型,設(shè)置合理的邊界條件,對核電廠堆腔注水系統(tǒng)改進(jìn)后堆腔內(nèi)的氣流溫度場、壓力場、速度場的分布情況進(jìn)行數(shù)值模擬,特別是RPN通道處流量分配及突臺(tái)混凝土壁面溫度的計(jì)算分析。分析結(jié)果表明:突臺(tái)處單個(gè)MK4的散熱量為3

3、7W左右,單個(gè)MK2的散熱量為25.9W左右。舊保溫層散熱為23301.1W。新保溫層散熱為34747.39W。雖然新保溫層內(nèi)側(cè)的溫度較低,但是同時(shí)厚度也有所減小。兩個(gè)因素共同作用下,導(dǎo)致新保溫層的散熱量大于舊保溫層。影響水泥最高溫度的最重要的因素就是錨固件的直接導(dǎo)熱。去掉上層的錨固件,對下層錨固件的空氣流場影響較小,因此,所得到的最高溫度與雙層計(jì)算中下層的水泥溫度基本相同。在水泥突臺(tái)處只建立一層錨固件時(shí),最高水泥溫度可能會(huì)隨著錨固件水