多孔介质模型在核电蒸汽发生器设计中的应用

对基于多孔介质模型开发的核电蒸汽发生器三维热工水力分析程序ATHOS进行介绍．并应用ATHOS对核电蒸汽发生器二次侧的复杂传热传质现象进行数值模拟。获得蒸汽发生器二次侧的流动换热状态,以及二次侧三维两相流场分布,分析结果可作为传热管流致振动、磨损分析及结构设计的输入数据。研究工作表明,多孔介质模型在核电蒸汽发生器设计中具有重要的应用价值。     

核电蒸汽发生器热工水力静态特性计算分析研究

根据秦山核电站一期30万kW蒸汽发生器的结构和设计参数,对U形管立式蒸汽发生器进行了热工水力计算分析研究,计算了在不同功率水平下,无污垢和无堵管的新蒸汽发生器状态以及有污垢和堵管量达到10%的状态分别对应的蒸汽发生器的一回路和二回路总换热系数、二次侧的蒸汽出口压力和循环倍率等热工参数,得出它们与功率负荷的关系曲线并进行了静态特性分析研究,获得了一套关于蒸汽发生器热工水力计算方法与程序。     

乏燃料干式储存模块衰变热导出的三维仿真计算分析

本文针对重水堆核电厂乏燃料干式储存结构中的乏燃料干式储存模块衰变热导出问题,应用大型计算流体动力学软件FLUENT,采用自然对流换热模式．建立了QM-400储存模块内自然对流换热的三维流动及换热的计算模型。该分析分两步进行,首先对AECL模拟储存篮热交换试验进行了数值模拟计算,通过结果比较．证明数值模拟计算是可靠的,在此基础上对实际储存模块和储存篮进行自然对流模拟计算,计算出筒外表面温度分布,随后建立贮存筒、乏燃料篮以及燃料棒束之间空气流动自然对流换热的计算模型,以前面计算所获得的储存筒表面温度作为热工边界条件模拟了贮存筒、乏燃料篮以及燃料棒束之间空气流动换热。从而获得了乏燃料包壳的表面温度。     

假想堆芯熔化严重事故下反应堆压力容器完整性的研究进展与建议

堆芯熔化严重事故下保证反应堆压力容器完整性非常重要,高温蠕变失效是堆芯熔化严重事故下反应堆压力容器的主要失效模式。本文介绍了近年来在假想堆芯熔化严重事故下国内外反应堆压力容器高温蠕变行为的研究进展及现状,着重阐述了在材料高温蠕变试验、缩比模型试验和数值模拟等方面取得的成果,以及国内在RPV结构完整性高温蠕变行为研究方面的最新成果,指出了目前研究中存在的问题并提出开展多轴拉伸试验、三维耦合效应的温度场分析和缩比模型试验等研究方向。     

从核设备设计提升核电安全性的基本思考

针对日本福岛核事故发生及演化,提出从核设备设计方面加强核电设计安全性的思考,重点阐述了从建立先进核电标准体系、采用先进设计分析方法、形成完整试验验证体系及合理考虑"超设计基准事件"和加强核安全文化建设等方面提升核安全的重要性,对从事核电设计人员给予启示。     

乏燃料干式储存模块衰变热导出的三维仿真计算分析

建立了QM-400储存模块内自然对流换热的三维流动及换热的计算模型,计算了QM-400储存模块内部的三维流场和温度场,得到了压力分布和速度分布以及储存筒表面的温度分布.在储存筒内部,建立了三维流场和换热的计算模型,并进行了计算,获得了乏燃料包壳的表面温度.     

基于自主开发求解器的蒸汽发生器二次侧流场分析

针对蒸汽发生器二次侧复杂流动传热现象,基于iconCFD开发了新的物理模型和求解器,采用多孔介质模型完成了对蒸汽发生器二次侧的流动和换热现象的数值模拟分析。计算模型中通过映射的方法实现了不同区域之间的数据的相互交换和更新,计算结果与ATHOS软件计算的结果相比对,通过比较一次侧出口温度、二次侧出口水蒸气质量流量和二次侧进口和出口处压力,此3项与ATHOS软件计算结果误差均小于1%,验证了新求解器的有效性和可靠性。     

压水堆蒸汽发生器一、二次侧稳态流场耦合分析

蒸汽发生器（SG）在运行过程中主要面临流致振动所导致的传热管破裂事故,而流致振动分析需以SG内的三维两相流场作为输入条件。采用多孔介质模型,对SG二次侧流场进行求解,同时耦合一、二次侧换热,获得SG二次侧速度场、温度场、压力场及流动含气率分布,并获得传热管一维的一、二次侧流体温度和换热系数及传热管温度分布。由于一次侧向二次侧释热极不均匀,SG内流场分布及汽水分离器内的含气率分布极不均匀;汽水分离器内的最大、最小含气率分别为0.62和0.05,该参数可为汽水分离器负载设计提供依据。通过计算还获得弯管区速度分布,该分布可为传热管的流致振动磨损评估提供输入条件。     

严重事故IVR下反应堆压力容器耦合传热数值模拟分析

堆芯熔化严重事故下保证反应堆压力容器（RPV）完整性非常重要,高温蠕变失效是堆芯熔化严重事故下反应堆压力容器的主要失效模式。在进行严重事故堆芯熔化物堆内包容（IVR）下RPV结构完整性分析中,RPV内外壁和沿高度方向的温度分布以及剩余壁厚是结构分析的重要输入。本文采用CFD分析方法对RPV堆内熔融物、RPV壁以及外部气液两相流动换热进行热-固-流耦合分析,获得耦合情况下的温度场、流场、各相份额分布以及RPV的剩余壁厚,为RPV在严重事故IVR下的结构完整性分析提供依据。     

核电站从设计安全到现实安全的基本思考

文章针对核电站安全提出"设计安全"和"现实安全"的概念,通过分析研究国外核事故与国内核安全质量事件,阐述设计阶段确保核电站安全的设计安全重要性,重点描述了设计安全保障体系内容。并从设计、采购、制造、建造、安装、调试、运行、维护、老化到退役等全生命周期角度分析影响核电站现实安全的关键因素,探讨了全生命周期中的质量保证体系、核安全文化建设、风险指引对策、人因工程管理、信息反馈机制、核安全监管体系等对核电站现实安全的重要意义。