基于RELAP5程序的再淹没膜态沸腾传热模型研究

摘要

失水事故的再淹没过程涉及复杂的两相流动和传热，一直是国内外研究的重点。膜态沸腾换热作为再淹没过程临界后换热的一种主要形式，其换热的好坏直接影响对再淹没过过程包壳峰值温度的预测。相关研究表明，RELAP5程序模拟再淹没过程时，低估燃料包壳峰值温度，并且对骤冷时间的预测也存在不合理。研究发现这与程序中再淹没模块膜态沸腾换热模型的不合理有关，因此基于RELAP5程序研究再淹没膜态沸腾换热模型是很有必要的。
　　发展RELAP5程序的再淹没膜态沸腾换热模型，主要是从模型本身不足出发，分别改进膜态沸腾区域壁面与蒸汽对流换热模型和壁面与液相换热模型。在修改壁面与蒸汽对流换热模型时，考虑棒束结构和蒸汽流动状态的影响。根据蒸汽流动状态将壁面蒸汽对流换热区域划分为强迫层流区域、强迫湍流区域以及层流向湍流发展的过渡区域，基于棒束结构发展每个区域的壁面蒸汽对流换热模型；在修改壁面与液相换热模型时，考虑流型的影响，根据流型将再淹没膜态沸腾换热区域细分为三个子区域：反环状流膜态沸腾区域、弥散流膜态沸腾区域以及中间过渡区域，针对每个子区域的换热特点，采用合适的换热模型。最后结合壁面与蒸汽对流换热模型和壁面与液相换热模型，整体改进膜态沸腾换热模型。
　　选用三个再淹没实验FLECHT SEASET、RBHT和FEBA，检验改进模型的合理性。通过单一效应验证和整体效应验证，对比原程序与改进程序对包壳峰值温度和骤冷时间的计算结果，发现改进模型能够提高对包壳峰值温度估算，同时对骤冷时间的预测也有较大程度的改善，验证了改进模型的合理性。
　　采用RELAP5程序建立AP1000核电厂模型，分析AP1000冷管段双端剪切的大破口失水事故，计算得到的包壳峰值温度低于验收限值1204℃，满足安全准则。计算结果表明AP1000的非能动堆芯冷却系统能够提供足够的堆芯冷却，保证余热排出。

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第1章 绪论

1.1 研究背景及意义

1.2 国内外研究现状

1.3 研究目标与内容

第2章 基于RELAP5的再淹没膜态沸腾传热模型研究

2.1 典型压水堆的再淹没膜态沸腾换热机制

2.2 RELAP5程序再淹没膜态沸腾换热模型简介

2.3 壁面与蒸汽对流换热模型研究

2.4 壁面与液相换热模型研究

2.5 再淹没膜态沸腾换热模型整体研究

2.6 本章小结

第三章 再淹没膜态沸腾传热模型的改进与验证

3.1 模拟方法介绍

3.2 基于RELAP5的再淹没模块改进

3.3 单一效应验证与计算结果分析

3.4 本章小结

第4章 AP1000大破口失水事故热工水力特性研究

4.1 AP1000核电厂简介

4.2AP1000 LBLOCA概述

4.3 AP1000核电厂的RELAP5建模

4.4AP1000 RELAP5建模稳态调试

4.5AP1000 RELAP5大破口瞬态计算

4.6 RELAP5改进程序大破口瞬态计算结果

4.7 结论

4.8 本章小结

第5章 结论与展望

5.1 结论

5.2 展望

参考文献

作者攻读学位期间的科研成果

致谢