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In the reactor safety analysis process, it is important to obtain an accurate flow field inside the pressure vessel. Taking the small pressurized water reactor as the research object, the computational fluid dynamics (CFD) method was used to calculate and analyze the internal flow field of the reactor pressure vessel, and the fuel assembly flow distribution and the lower head mixing characteristics were obtained. The results show that the maximum flow distribution coefficient of the fuel assembly is 1.032, the minimum value is 0.934, and the overall flow distribution is characterized by “large in the middle and small in the edge” under the high-speed symmetrical inlet condition of the two pumps. The flow vortex of the lower head is enhanced, and the uneven distribution of the flow distribution of the fuel assembly is increased, under the high-speed asymmetric inlet condition of the pump. The minimum mixing factor of the coolant flow at the core inlet was calculated to be 0.022 due to the insufficient mixing characteristics of the lower head. 相似文献
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反应堆压力容器下封头三维流场计算 总被引:3,自引:0,他引:3
精确分析反应堆压力容器下封头内流体流动特性是进行堆内结构优化设计和堆芯热工水力设计的前题.实验测定堆芯入口的流量分配耗费大量的人力物力,增加了设计成本.本文用计算流体软件CFX5.4.1计算反应堆压力容器下封头三维流场、压力分布以及堆芯入口流量分配.结果表明,理论计算与实验结果具有很好的一致性.理论计算的方法已经具有非常实际的工程应用价值. 相似文献
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压水堆上腔室模拟体三维流场分析 总被引:1,自引:0,他引:1
本文以秦山核电厂压水堆为例,对其上腔室模拟体内的紊流强迫流动进行了三维稳态研究。采用Launder和Spalding提出的K-ε两方程模型,并结合壁面函数法,对模拟体内的紊流强迫流动进行了数值模拟,得到了三维流速分布以及最大横向流速所在区域。在上腔室模拟体上,以水为介质进行了流场的可视化实验研究,采用激光测速仪测得了纵向流速分布,并用流线显示了流场,数值计算与流场试验结果符合较好。 相似文献
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核主泵屏蔽电机是核电站核岛一次回路系统的重要组成部分,而屏蔽电机内部的冷却水的流动状态直接影响电机内的热量传递的效果。对此建立了一种屏蔽电机整机的三维流场模型。基于计算流体力学理论中的有限体积法,利用Ansys Fluent软件,以实验得到的额定工况时的一次水流速为边界条件,反演计算出屏蔽电机内部的流场速度分布。针对结果分别对屏蔽电机内的关键部位的三维流场进行了分析,得出屏蔽电机内部的轴向及径向速度分布规律。计算结果表明,在靠近旋转壁面处,水速较大,且沿轴向以螺旋线形式向上流动,在下飞轮、屏蔽套间隙流体沿径向速度梯度较大。该研究可为后续的温度场研究提供不同位置处速度分布和数值。 相似文献
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世界先进小型压水堆发展状况 总被引:2,自引:0,他引:2
先进小型压水堆是优化核电厂安全性、经济性和灵活性的结果,主要面对非主干网电力系统,可以比较经济和高效地替代中小型火电机组.本文讨论了小型压水堆的概念、优势、发展历史及目前的发展状况,并重点介绍美国两种主要小型压水堆的设计理念,意在为国内核能行业人士提供及时的核电科技信息,并推动我国在先进小型压水堆科研项目上的进一步探讨. 相似文献
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针对某小型压水堆核电厂提出了两种钢制安全壳冷却系统方案.采用MELCOR系统程序计算该系统的换热能力,研究其运行特性,并对影响系统换热钢壳面积影响进行分析.结果表明:该系统能够在事故发生后有效降低安全壳空间温度压力.安全壳吸热对于早期抑制压力峰值有重要作用;而对于长期排热,与水箱和外界环境的对流换热才是主要贡献.对全钢... 相似文献
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以缩比系数为1∶4的立式屏蔽电机反应堆主冷却剂循环泵(简称主泵)为研究对象,建立2台并联主泵反向旋转(模型1)和同向旋转(模型2)2种几何模型;运用计算流体力学(CFD)方法对2种模型的并联主泵内部流场进行稳态运行计算,从主泵的外特性、进口流动特性、入流品质、管内压力分布方面对模型1和模型2进行对比分析。结果表明,模型1中A、B主泵性能基本一致;模型2中A、B主泵的流量相对偏差基本在0.8%以内,最大值达到1.69%,扬程相对偏差稳定在1%以内,效率和轴功率相对偏差最大值分别达到6%和8%;模型2相对模型1流动稳定性更好、入流品质更高、管内压力分布较低,有利于设备的长期运行。 相似文献
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承压热冲击下压力容器断裂力学分析 总被引:1,自引:1,他引:0
依据美国核管会(NRC)最新法规要求和研究进展,阐述了压水堆核电厂反应堆压力容器(RPV)承压热冲击(PTS)最新评估方法。基于热工水力系统程序RELAP5和有限元分析软件ANSYS,针对某传统二代压水堆核电厂模拟在PTS典型瞬态过程下热工响应行为及压力容器模型断裂力学分析,并评估不同瞬态的危险性及其随压力容器材料脆性的变化。分析表明:表面裂纹和靠近内壁面的埋藏裂纹比深埋裂纹更易发生开裂;同等条件下轴向裂纹较环向裂纹更易开裂,且大中破口事故下轴向裂纹远较环向裂纹更易贯穿壁厚。 相似文献
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田湾核电站反应堆压力容器承压热冲击分析 总被引:1,自引:1,他引:0
反应堆压力容器(RPV)是核反应堆中不可替换的关键设备。田湾核电站在役前检查阶段,发现反应堆压力容器2#焊缝存在超标缺陷,2#焊缝处于堆芯筒体段,属强辐照区。为评价该缺陷的可接受性,采用有限元方法对反应堆压力容器2#焊缝进行了承压热冲击分析,在分析中考虑了小破口失水事故和安全阀误开启这两种最严酷工况。计算结果表明:有限元分析的结果与外国专家推荐方法的计算结果基本吻合,且田湾核电站反应堆压力容器2#焊缝寿期末的脆性转变温度小于最低容许脆性转变温度,能满足防脆断的设计要求。 相似文献
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为探究压水堆核电厂小破口失水事故中管道小破口蒸汽临界流泄漏特性,开展了管道小破口泄漏实验,以探索饱和/过热蒸汽临界流泄漏特性。基于压力管道疲劳贯穿裂纹(微通道),开展了流体压力3~12 MPa、流体温度240℃~320℃范围内的蒸汽临界流泄漏实验。实验结果表明,蒸汽临界质量流速与初始流体压力呈正相关关系,与初始流体过热度呈负相关关系。与过冷水临界流泄漏相比,蒸汽临界质量流速受入口压力损失、摩擦效应与加速效应的影响相对较弱。利用一维等熵模型预测了蒸汽临界质量流速,预测值与实验值平均相对偏差为14.17%,表明一维等熵模型具有良好的蒸汽临界质量流速预测精度。 相似文献
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成功地将遗传算法和禁忌搜索算法应用于核反应堆堆芯可燃毒物装载优化研究。以大亚湾核电厂堆芯第10循环为例,利用遗传算法对硼玻璃、Gd2O3和IFBA三种常用的可燃毒物进行了优化计算。结果表明,遗传算法对反应堆堆芯可燃毒物装载优化问题是有效的.IFBA可燃毒物的优化结果最好。最后应用由遗传算法和禁忌搜索算法混合而成的杂交优化策略进行了优化计算.该方法可大大提高优化速度。 相似文献