承压热冲击下AP1000压力容器直接安注瞬态数值模拟研究

摘要

反应堆压力容器（RPV）是核电站寿期内唯一不能更换的主设备，其安全可靠性尤其重要。当压水堆（PWR）一回路冷却剂系统发生破口失水事故（LOCA）时，堆芯冷应急却系统的注入将导致RPV遭受严重的承压热冲击（PST）。第二代PWR的安注接管一般与主管道相连，接管区域的应力及温度变化程度远较RPV其他区域剧烈。AP1000先进压水堆采用向RPV直接安注方式，蓄压安注箱（ACC）、堆芯补水箱（CMT）以及安全壳内的换料水箱（IRWST）内的非能动冷却水均通过直接安注（DVI）管线注入RPV，发生LOCA时DVI接管嘴的PTS情况更加剧烈。
　　为了能够包络RPV的大多数PTS工况，本文基于CFD方法，以流固共轭传热方式对CMT热态功能试验、CMT注入同时ADS动作、ACC安注后CMT再注入以及正常余热排出系统运行四种承压热冲击的运行工况下 PRV环腔下降段内流动传热状态进行了瞬态数值模拟，研究RPV壁面温度瞬态变化以及环腔下降段内流体的混合特性；并针对DVI接管嘴与冷段接管同时注入冷却水的情况开展了DVI接管嘴位置敏感性分析，研究不同高度以及不同周向角度情况下，DVI接管嘴温度瞬态变化情况。结果表明：
　　（1）四种工况下 DVI接管嘴与RPV内壁面相交斜面处冷却水混合剧烈，冷段是否有流体注入环腔对其内流体温度分布变化影响巨大，且 DVI接管嘴局部区域将发生较大的温度变化。
　　（2）DVI接管嘴与冷段接管相对高度以及周向夹角决定了RPV环腔内流体对安注流体的阻力作用大小。安注流体所受阻力越大，DVI接管嘴与RPV内壁面相交斜面壁面温度下降越缓慢，流道缩放区域壁面温度下降越快；引流件区域壁面以及DVI接管嘴下方筒体壁面温度变化对阻力变化不敏感。
　　以上结论将为DVI接管嘴布置方案改进以及RRV的结构设计和力学分析提供技术支持。

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第一章 概 述

1.1 引言

1.2 AP1000简介

1.3 承压热冲击简介

1.4 国内外相关研究

1.5 研究意义及本文主要工作

第二章 计算程序及应用现状

2.1 计算程序简介

2.2 CFD在核反应堆系统分析中的应用

2.3 采用ANSYS-CFX的必要性

第三章 物理模型建立

3.1 几何模型简化

3.2 网格划分与敏感度

3.3 求解设置

3.4 边界条件

3.5 本章小结

第四章 计算结果及分析

4.1 局部对流换热系数

4.2 环腔内流动混合特性及壁面温度

4.3 本章小结

第五章 安注接管位置敏感性分析

5.1 DVI接管嘴布置方案

5.2 各方案结果比较分析

5.3 本章小结

第六章 总结与展望

6.1 全文总结

6.2 工作展望

参考文献

致谢

攻读硕士学位期间发表的论文