AC600全压堆芯补水箱补水实验研究

全压堆芯冰箱（ＣＭＴ）是ＡＣ６００压水堆非能动高压安注系统的主要设备。全压堆芯补水箱补水实验主要研究中,小破口失水事故时ＣＭＴ的重力排放特性,为验证安全分析计算机程序试验数据,中国核动力研究院建造了ＣＭＴ补水实验装置,并在该装置上模拟反应堆主管道中,小破口失水事故动态工况,完成了ＣＭＴ补水实验,本文给出了小破口失水事故工况堆芯水箱补水试验结果与分析。,     

饱和蒸汽在过冷液面凝结特性的实验研究

实验研究了堆芯补水箱上部加装遮流板时,饱和蒸汽在过冷液面上直接接触冷凝的瞬态特性。研究表明,遮流板改变了蒸汽射流的方向,减弱了近液面层的波动,降低了蒸汽的凝结速率,使堆芯补水箱中热水层的厚度减小,系统压力响应时间缩短：与无遮流板相比,实验初期水表面凝结换热系数降低76％～92％,总凝结量减少67％以上。     

堆芯冷却剂流动和传热特性的数值模拟

为了模拟堆芯冷却剂的流动与传热问题，编制了一个热工水力分析程序，该程序基于多孔介质分析方法，在流体所遵循的质量守恒，动量守恒和能量守恒方程中引入体积孔隙率，有方向表面孔隙率、局部阻力和局部热源燃料棒等固体构件对冷却剂流动和传热的影响，鉴于差分格式和算法对计算精度和计算速度有较大的影响，在程序中对能量方程采用了开发的ＷＳＵＣ格式，为了使程序既适应于稳态工况及又适应瞬态工况，在算法上采用了改进的ＰＩＳ     

VVER堆芯捕集器换热特性数值模拟研究

核电厂发生堆芯熔毁严重事故后,堆芯熔融物可能熔穿反应堆压力容器壁面造成第二道屏障失效,此时可通过堆芯捕集器收集并冷却熔融物以防止事故进一步发展。为了探讨俄罗斯VVER(Vodo-Vodyanoi Energetichesky Reactor)采用的坩埚式堆芯捕集器中熔融物的冷却过程,本文根据VVER堆芯捕集器设计资料推导参数,采用多物理场耦合软件COMSOL建立相应的计算模型,对堆芯捕集器中熔融池的流场、温度场和结壳情况进行了数值模拟研究。计算结果表明：在分层熔融池结构下,金属层会迅速凝固,含衰变热的氧化物层冷却十分缓慢。为了实现坩埚式堆芯捕集器设计功能,需要相关设备和支持辅助系统在很长时间内保持可运行性。     

堆芯补水箱地震易损性分析

本文采用有限元软件ANSYS建立AP1000核电站堆芯补水箱(CMT)三维有限元模型,通过模态分析获得其结构特征,采用时程分析法较为真实地模拟CMT地震下响应.通过地震易损性数学模型,对CMT的各项易损性参数进行分析,获得了其抗震能力中值Am、随机性标准差βR以及不确定性标准差βU,计算出其高置信度低失效概率(HCLP...     

堆芯补水箱地震易损性分析

本文采用有限元软件ANSYS建立AP1000核电站堆芯补水箱（CMT）三维有限元模型,通过模态分析获得其结构特征,采用时程分析法较为真实地模拟CMT地震下响应。通过地震易损性数学模型,对CMT的各项易损性参数进行分析,获得了其抗震能力中值A_m、随机性标准差β_R以及不确定性标准差β_U,计算出其高置信度低失效概率（HCLPF）值。结果表明：CMT的HCLPF值明显高于设计安全停堆地震强度0.3g,说明其具有较高的抗震能力,且HCLPF值略高于采用确定论方法得到的值。对易损性参量误差敏感性分析发现β_R取值变化对CMT的条件失效概率和HCLPF值影响较小,可简化部分随机性误差的考虑,使得易损性分析更简洁。     

严重事故条件下堆芯升温模拟

使用FLUENT计算流体程序数值模拟了AP1000在严重事故条件下的堆芯升温过程,目的是对堆芯裸露后并在其显著熔化前对堆芯升温的均匀程度进行比一体化事故程序MAAP更为详尽的研究,进行围筒和吊篮温度分析,同时评估MAAP程序堆芯升温计算结果。分析结果表明：在堆芯显著熔化时刻,堆芯围筒和吊篮已熔化,因此熔融堆芯将从侧面迁移进入下封头,同时对比证明MAAP程序关于堆芯升温的计算结果也是可接受的。     

环形燃料混合堆芯横向流动特性数值模拟研究

环形燃料混合堆芯横向流动特性对原堆芯的热工安全具有重要影响。本文基于计算流体力学(CFD)方法建立了3×3环形燃料混合堆芯,通过计算混合堆芯的速度场、局部阻力特性与各组件的出入口流量守恒性,对环形燃料与原堆芯燃料之间的横向流动进行了评价。结果表明,当环形燃料与原堆芯燃料轴向各处阻力一致时,原堆芯燃料出入口冷却剂流量相对偏差小于0.8%,环形燃料出入口冷却剂流量相对偏差小于1.8%,混合堆芯各格架段无显著横向流动。     

不同运行工况下蒸汽发生器热工水力稳态特性数值研究

基于相似模化理论建立了蒸汽发生器一、二回路流体及传热管流 固耦合传热的单元管三维物理模型,对大亚湾核电厂蒸汽发生器不同工况下的热工水力稳态特性进行了数值模拟研究。采用热相变模型描述二回路汽液两相流动与换热、流-固耦合模型描述一回路冷却剂借助U型管与二回路流体换热。数值计算结果表明：满负荷运行时,传热管内壁温度变化趋势与一次侧流体基本一致,外壁温度与二次侧流体温度变化趋势相同;截面平均含汽率沿传热管高度的升高呈上升趋势,出口质量含汽率与大亚湾核电厂实际运行参数相符;随负荷降低一回路出口温度基本不变,二回路出口温度升高,质量含汽率及传热系数下降,平均传热系数与Rohsenow经验关联式的计算结果基本吻合。     

含空气蒸汽冷凝数值计算模型建立与模拟

根据已有的传热传质关系式,通过CFD软件中自定义编程UDF的方法在控制方程中加载控制方程源项,建立了含空气蒸汽冷凝的数值计算模型,并运用此模型对两种已完成实验的共10组工况进行了数值计算。计算结果表明,本模型计算得到的结果可准确预测不同实验下的实验值,计算仿真得到的速度场和温度场较为细致地模拟了蒸汽冷凝过程中空气的分布状态。     

管束效应对含空气蒸汽冷凝传热影响数值分析

采用数值模拟的方法分析管束效应对管外含空气蒸汽冷凝传热的影响。基于3×3管束,分析了管间距在1.5d~5d（d为管径）范围内的管束效应及管间距对局部和平均冷凝传热性能的影响。在管间距为1.5d条件下讨论了管束结构对冷凝传热性能的影响。结果表明,管束效应包括高浓度空气层的抑制传热作用和管束抽吸效应的强化传热作用。随着管间距的减小,第2类和第3类传热管主要受高浓度空气层的影响,第1类传热管主要受管束抽吸效应的影响。当管间距为1.5d时,第2类和第3类传热管的传热系数分别比单管恶化了6%和29%,而第1类传热管比单管增加了2.5%;在1.5d管间距条件下,管束抽吸效应随管列数的增加而明显增大,导致管束平均冷凝传热系数（hb）逐渐增大。当管列数达到20列时,hb高于单管。      

基于HYDRAGON程序对安全壳壁面水蒸气冷凝现象的数值模拟

为模拟核电厂严重事故下安全壳内水蒸气的壁面冷凝现象,在安全壳氢气分析专用计算流体力学(CFD)程序HYDRAGON中加入壁面冷凝模型。该模型根据传质传热类比原理建立,为Navier-Stokes方程组提供相关的边界条件、质量源项和能量源项。为验证程序和模型的有效性,从公开发表的文献中选取TOSQAN实验作为测试算例,并与模拟结果进行比较。研究显示,该冷凝模型的计算结果与实验数据吻合较好。对计算结果的分析,也说明了壁面冷凝现象所产生的作用:一方面,壁面冷凝减少了体系中的水蒸气含量,抑制了安全壳内压力的升高,同时也使不可凝气体(如氢气)的比例上升;另一方面,因冷凝现象而引起的壁面附近对流换热也加强了体系内气体的流动,这将不利于在安全壳顶部形成稳定的氢气分层,从而降低氢气爆炸风险。     

垂直管内含不可凝气体蒸汽的冷凝换热数值模拟

在分析液膜和蒸汽-空气边界层,在质量、动量、能量和组分守恒方程的基础上建立数学模型,模拟空气对冷凝换热的影响,并考虑界面剪切力和吸入效应的作用。数值求解结果与Kuhn实验结果的比较表明,计算数据与实验数据吻合较好,验证了模型的正确性。     

补水箱内的直接接触冷凝模型研究

补水箱是核反应堆安全系统中的重要设备。事故工况下补水箱内可发生剧烈的直接接触冷凝过程,导致补水箱内压力的迅速降低乃至振荡,影响补水箱的安全注入功能。为提高对补水箱安注行为预测的准确性,本文基于射流速度分布理论和假想管嘴分析方法,考虑液相的温度分层对传热温差的影响,结合补水箱内直接接触冷凝的一般过程,建立了针对性的冷凝传热计算方法。利用该模型对现有实验数据进行了预测,符合良好,初步验证了模型的有效性。相关研究有助于提高补水箱安注过程和相关事故安全分析的准确性。     

几何参数对含空气蒸汽冷凝影响的数值分析

含空气蒸汽冷凝是反应堆失水事故时安全壳内重要的热工水力现象。已有研究多关注气体压力、温度等热工参数对传热特性的影响,而对几何参数的影响及其作用原理分析较少。采用三维CFD数值模拟方法,基于扩散边界层冷凝机理模型研究了管径(4~60 mm)、管长(0.1~7 m)及倾角(0°~90°)对含空气蒸汽冷凝传热特性的影响。结果表明,管径、管长及倾角均对含空气蒸汽冷凝传热特性有显著影响。平均冷凝传热系数随管径的增大而减小;随管长的增长先减小后增大,3 m左右达到最小值;随倾角的增大而增大。局部冷凝传热系数沿管长方向先迅速减小后缓慢增大。倾斜布置时,迎流面产生明显传热强化,向两侧逐渐减弱,背流面存在一定的传热抑制。     

Numerical Simulation on Heat Transfer Characteristic of Steam Generator of ACME Facility

Taking the steam generator (SG) of the ACME facility as the study object, two-fluid model was chosen for the secondary side of the SG and a direct simulation was made on the whole SG of the ACME facility with the CFD software CFX. The stable test conditions were calculated. The primary side and secondary side temperature distribution of SG, the secondary side void fraction distribution and the wall temperature of heat transfer tube were obtained. The secondary side detailed flow and heat transfer characteristics were arrived. The results show that bubbles begin to accumulate from the second baffle and bubble amount increases as the tube is higher. Near the bend area and above, they all become steam. The calculated results are all in accordance with the experimental results.     

AC600非能动安全壳冷却系统冷凝传热系数评价

用ＡＣ６００非能动安全壳冷却系统三维热工水力分析程序ＰＣＣＳＡＣ－ＭＤ,对几种常用的冷凝传热系数结构关系式进行了比较。这些结构关系式包括Ｕｃｈｉｄａ关系式,Ｇｉｄｏ－Ｋｏｅｓｔｌ关系式,Ｔａｇａｍｉ关系式和基于传热传质相似原理的关系式。     

竖直管束外含空气蒸汽冷凝传热特性数值分析

采用STAR-CCM+软件对管束条件下含空气蒸汽冷凝开展了数值模拟研究。主要考察了3×3管束、管间距为2倍管径条件下不同传热管的局部场分布和流动传热特性。结果表明,在管束条件下,各传热管附近的空气层发生了重叠,形成了高空气浓度区。这一方面促进了气体的自然对流,提高了对流传热能力;另一方面增加了空气层厚度,抑制了冷凝传热。在管束结构的影响下,管束区域的浓度、温度和速度梯度均较单管有明显的差异,导致各传热管的局部传热系数沿轴向降低了50%以上,周向传热系数最大相差1.88倍。其中,轴向传热性能主要受浓度边界层发展的影响,周向传热性能主要受相邻传热管的影响。通过分析表面平均传热系数发现,各传热管较单管最大降低了9.06%。