主管道安注斜接管嘴疲劳混合分析法研究

在主管道接管嘴疲劳分析中,通常采用简化分析和详细分析2种方法。由于安注斜接管嘴结构比较复杂且经受的压力、温度变化较为剧烈,用简化分析法对其进行疲劳分析时,往往过于保守而导致分析结果不能满足规范要求;采用详细分析法进行分析可以减少保守性,但耗时费力。本文采用简化分析和详细分析相结合的混合分析法对主管道安注斜接管嘴进行疲劳分析,既可以减少计算中的保守性又可以节省计算成本。在混合分析中,通过传热特性试验真实模拟流体与接管嘴之间的传热情况,得到用于计算分析的传热特性参数。分析结果表明,考虑流体传热特性因素的混合分析法能够很好地减少计算保守性,是用于主管道安注斜接管嘴疲劳分析的更加实用有效的方法。     

承压热冲击下AP1000压力容器直接安注瞬态数值模拟研究

基于计算流体动力学(CFD)分析方法,采用流固共轭传热方式,对非能动堆芯冷却系统(PXS)的堆芯补水箱(CMT)热态功能试验、CMT注入同时自动减压系统(ADS)动作、蓄压安注箱(ACC)安注后CMT再注入以及常规余热排出系统运行等4种工况下反应堆压力容器(RPV)环腔内流动传热状态进行瞬态数值模拟,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。结果表明:4种工况下直接安注(DVI)接管管嘴与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接管管嘴局部区域将发生较大的温度变化。     

堆芯紧急冷却安注热混合实验研究

以核电厂压水堆中失水事故(LOCA)堆芯紧急安注系统(ECCS)启动后安注接管与冷管段的T型管处冷、热流体混合为研究对象,进行安注管和主管道内过冷水-高温冷却剂的热混合特性实验以及过冷水-汽水混合物直接接触冷凝特性实验,通过缩比尺寸实验对热混合相关现象进行研究。结果表明,单相热混合实验管内温度场随不同射流流型成一定分布;两相热混合工况安注后冷凝量随主管蒸汽量变化而成线性分布,并总结实验数据形成适用于本实验直接接触冷凝相关关系式。     

不同倾角射流时近壁区流动与传热特性研究

针对反应堆冷却剂系统中不同倾角三通构件射流时近壁区流动与传热特性,在试验研究的基础上,比较分析了流速比在0～2范围内,射流以45°、90°倾角入射主流时三通构件不同区域的流动特性、近壁区混合函数及无量纲换热系数。结果表明,不同入射角对混合函数及无量纲换热系数的变化趋势影响不大,控制变化趋势的关键参数依然是流速比,入射角仅对混合函数及无量纲换热系数的幅值大小有一定影响。     

反应堆压力容器直接安注热分布特性研究

我国非能动系列压水堆将应急冷却系统冷却水的注入管道直接连接于压力容器上,与传统的冷管段安注不同,这种安注方式被称之为反应堆压力容器直接安注。本文以安注条件下的反应堆压力容器为研究对象,采用物理实验与数值分析结合的方法,对安注流体在压力容器表面形成的热分布形态进行研究。研究发现,不同于传统的主管道冷段斜接管安注方式,直接安注条件下安注流体在下降环腔中的分布形态接近于等腰三角形。以实验结果为基础,结合数值计算验证,发现了压力容器热分布角与流速比成正比关系,并进一步提出了安注流体分布计算模型,从而为反应堆安全设计提供参考。      

反应堆冷却剂系统主管道安注斜接管等温横向射流流动特性的研究

针对核反应堆冷却剂系统中的主管道安注斜接管等温横向射流问题,应用计算流体力学商用软件CFX进行等温横向射流流动的数值模拟,得出了典型运行工况下的三维流场分布.深入研究了射流与主流在不同流速比情况下等温横向射流的流动特性、影响区域及主要影响因素,在所研究的参数范围内,得出了流速比是决定等温横向射流流动特性的最重要因素,同时将数值模拟结果与流动可视化试验结果进行了比较,二者吻合良好.     

斜接管射流流动特性数值模拟

采用数值模拟方法对受限斜射流的流动特性、射流发展影响区域、射流发展关键因素及射流涡特性进行研究.研究表明:受限斜射流存在附壁斜射流、离升斜射流和冲击斜射流3种基本流型.流速比(V<,R>)是斜接管射流流动特性的关键特征参数;射流影响区域随V<,R>的增大而越大;在高V<,R>下,射流强烈冲击主管底面,并在上游形成明显回...     

带热套管的T型接管内流动换热的数值模拟和实验研究

为了分析核反应堆冷却剂系统中带热套管T型接管内由于注入非等横向射流导致的构件热冲击状况，本文应用计算流体力学商用软件FLUENT5．3进行了紊流流动换热的数值模拟，分析了主管及接管与热套间环腔内的流动换热特性，针对套管上开有通流小孔，并采用凸台支撑的热套管结构形式，模拟了射流与主流流速比为0．05及0．5两种典型工程，传热实验，研究了主管及接管内壁近壁区域的传热特性，并讨论了热套管尺寸变化对接管热冲击的影响，结果表明，数值模拟与实验数据吻合良好，热套管对构件的热保护程度与热套管结构形式及流速比密切相关，适当减小流速比有利于改善构件热应力状况。     

承压热冲击下DVI接管动态应力特性研究

压力容器直接注入（DVI）接管在热冲击下的动态应力特性对于反应堆压力容器（RPV）结构完整性评估具有重要意义。建立了含DVI接管的RPV压力壳热流固耦合数值计算模型,并进行了验证分析;然后研究了蓄压安注箱（ACC）和堆芯补水箱（CMT）安注时RPV筒体和DVI接管热工水力特性;最后分析了热冲击下RPV筒体和DVI接管连接高应力区的温度分布、等效应力和等效塑性应变分布特性。研究结果表明,ACC安注阶段RPV筒体和DVI接管连接区存在较大的温度梯度和等效应力,且发生了局部塑性变形。若发生承压热冲击事件,应控制好DVI接管连接区温差,确保反应堆压力容器的结构完整性。本文开发的热冲击下热流固耦合数值计算模型和计算方法可用于核岛内DVI接管与RPV筒体的安全性评价,也可用于类似承压结构在热冲击下的动态应力特性分析。      

基于ECC安注热混合试验的LOCUST 1.2分析与验证

在失水事故（LOCA）工况下安注系统投入使用时,蒸汽与安注冷却剂会发生流体热力学混合,热混合过程中冷腿段的冷却是直接影响堆芯再淹没与否的重要因素。中国广核集团有限公司自主研发了一款两相流热工水力系统分析软件LOCUST,可用于压水堆核电厂事故工况的分析计算。基于西安交通大学堆芯应急冷却系统（ECCS-XJTU）试验台架进行的堆芯应急冷却（ECC）安注热混合试验,本文使用LOCUST软件对ECC热混合试验进行了几何建模及计算分析。ECC热混合试验工况主要为不同流量下主管纯蒸汽与安注管过冷水的混合,蒸汽流量为25~125 kg/h,过冷水流量为100~500 kg/h。模拟计算结果和试验结果的对比分析表明：试验段出口质量流量计算值的最大相对误差在13.8%以内,混合后温度计算值的最大相对误差在8%以内,LOCUST在计算高温蒸汽和过冷水混合时的计算结果相对保守,总体上验证了LOCUST在LOCA下两相热混合安注计算的可靠性和准确性。