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。     

基于ASTEC程序的反应堆严重事故下压力容器下封头传热分析

反应堆压力容器内熔融物滞留是先进反应堆设计严重事故缓解措施中的重要选项之一,在维持反应堆压力容器的完整性,包容堆芯熔融物方面具有重要作用。确保熔融物滞留有效性的关键是保证下封头内壁热负荷不超过下封头外壁面换热能力,而且在整个过程中不发生结构失效,即下封头剩余壁厚能够实现熔融物的承载。应用ASTEC程序,基于大型先进压水堆的设计,针对反应堆压力容器内熔融物滞留系统运行过程中冷却剂热工参数、下封头外壁面临界热流密度和最终下封头厚度进行计算分析,通过研究熔池对下封头的熔蚀和剩余厚度,判断下封头残留厚度对于熔融物的包容,评估系统的有效性。结果表明：在下封头较上部位置的部分区域内,换热较为剧烈,其中热流密度最大值出现在熔融物分两层的交界处,事故过程中下封头内壁将被熔融物金属层熔化,剩余厚度满足包容要求,但是最终剩余厚度十分有限。     

堆芯熔化严重事故下反应堆压力容器下封头高温蠕变分析

核电厂在发生堆芯熔化严重事故时,采用堆内熔融物滞留（IVR）策略将熔融物包容在反应堆压力容器（RPV）内是一项重要缓解措施。在IVR策略期间,RPV下封头在熔融物的极高温度载荷和力学载荷的共同作用下很有可能因过度蠕变变形而失效。因此,有必要对熔融物滞留条件下RPV下封头进行蠕变变形分析,以保证RPV结构完整性。该文在假定IVR条件下,采用有限元方法对RPV下封头进行热-结构耦合分析,通过计算得到容器壁的温度场和应力场,以及下封头的塑性和蠕变变形,并结合塑性和蠕变断裂判据对下封头进行失效分析。结果表明,考虑蠕变影响后,结构的变形将大大增加;严重事故下采取熔融物滞留策略期间,RPV下封头的主要失效模式为蠕变失效而非塑性失效;内压对蠕变变形量和蠕变失效时间有较大影响。该文为严重事故下RPV下封头的蠕变和失效研究提供了分析方法。      

严重事故下反应堆压力容器外水冷有效性概率分析

核反应堆的严重事故现象具有较大不确定性,它们影响到反应堆压力容器外水冷措施的有效性.本文应用风险导向事故分析方法,分析了堆芯熔融物在压力容器内滞留的不确定性,得到了反应堆压力容器外水冷有效性的概率分布.用VTA抽样程序的计算结果表明,在发生假想的严重事故并成功实施反应堆压力容器外水冷措施后,对于分析的8类严重事敝序列,若下封头熔融池达到最终包络状态,恰希玛-2核电厂实现堆芯熔融物在压力容器内滞留的成功概率超过99%.     

严重事故下反应堆压力容器材料高温蠕变研究进展

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材料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,并提出了目前存在的问题及未来的发展方向。     

反应堆压力容器外水冷条件下贯穿件完整性分析

严重事敝下堆芯熔融物坍塌到反应堆压力容器(RPV)下封头时,可能造成贯穿件因高温熔融物热侵袭而失效,使压力容器丧失完整性,熔融物进入到反应堆堆腔中,导致熔融物堆内滞留(IVR)失效.在分析贯穿件脱落和熔融物流入贯穿件两种失效模式基础上,分别运用VTA程序和修正的整体凝固模型(MBF)计算贯穿件焊缝的熔化程度、热膨胀产生的摩擦力,估算贯穿件内熔融物流动的距离.结果表明,在成功实施反应堆压力容器外水冷(EVVC)措施条件下,300 MW压水堆核电厂压力容器的下封头不会因贯穿件失效而丧失完整性,堆芯熔融物小能通过贯穿件失效向堆腔迁移.     

堆芯熔融物对压力容器壁面烧蚀过程的数值模拟

研究堆芯熔融物对压力容器壁面的动态烧蚀,对于反应堆冷却剂严重丧失事故(Loss of coolant accident,LOCA)后果的预测以及缓解方案的设计具有重要意义。本文以AP600为研究对象,在假设冷却剂全部丧失事故工况下,采用堆芯熔融物两层结构模型,计算熔池对壁面的加热;建立压力容器壁面的非稳态二维传热模型,并考虑安全壳水池对压力容器外侧的冷却,采用移动边界模型模拟烧蚀引起壁面局部厚度变薄;计算了堆芯熔融物坍塌后15 000 s范围内,压力容器下封头壁面温度和厚度的变化。     

严重事故条件下反应堆压力容器下封头CHF模型应用研究

根据堆芯熔融物滞留(IVR)措施与压力容器的传热特点,对界面脱离临界热流密度(CHF)分析理论模型和考虑单个汽泡汽-液界面动力学的CHF分析理论模型分别进行改进,建立综合的CHF预测模型以应用于压力容器下封头CHF分析。结果表明,本文的综合模型预测的下封头CHF结果与国际上一些大尺寸的弯曲表面实验结果基本一致。     

直接安注反应堆压力容器下降环腔内射流传热试验研究

失水事故工况 (LOCA)下反应堆下降环腔内的流动和传热研究 ,对反应堆压力容器 (RPV)的安全具有重要的意义。通过对一种直接安注的反应堆压力容器内流动和传热的研究 ,将流动分为横穿射流和冲击射流 ,比较了在两种射流下下降环腔内流动和传热的特点 ,分析了流速比和对流换热系数及温度的关系 ,当流速比在 1～ 1 0时 ,流动属于横穿射流 ,对流换热主要由环腔流速决定 ;流速比大于 1 0后 ,属于冲击射流 ,环腔内对流换热主要决定于安注流速 ,此时局部对流换热能力随安注流速的增加而增加     

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。     

Coupled Ablation and Heat Transfer Analysis of Lower Head for Reactor Pressure Vessel under Severe Accident Condition

After a reactor core melts accident, the solid wall of the reactor pressure vessel (RPV) will be inevitably eroded by the melting core which contains large density of heat flux. The analysis of the coupled ablation and heat transfer of the lower head for RPV is of great theoretical significance to the effectiveness demonstration of water injection in reactor pit and the confirmation of the residual wall thickness of RPV. In this work, numerical simulations were carried out based on the RPV model of CPR1000 using the CFD software FLUENT 17.2. Based on dynamic mesh model and user-defined function (UDF) redevelopment, a fully coupling calculation model considering the transient ablation and heat conduction of solid wall of RPV, the redistribution of heat flux density in RPV inner wall and the subcooled boiling of RPV outer wall was established. Both two-phase flow pattern in the reactor pit and temperature field of RPV solid wall ablation within 9 000 s were obtained and the minimum residual wall thickness and the occurrence location were determined by analysis. The results show that it is feasible to use dynamic mesh to capture wall ablation. The fully coupling calculation model has certain advantages in analyzing the transient ablation process of RPV under severe accident.     

熔融物堆内滞留条件下RPV长期结构完整性分析

熔融物反应堆压力容器(RPV)内滞留(IVR)是三代核电厂重要的严重事故缓解措施,而防止RPV的热工失效和结构失效是实现IVR的前提。本文建立考虑内壁面熔蚀的RPV有限元模型,在温度场分析的基础上,开展蠕变计算,得到不同时刻下的应力应变响应,通过选取典型评定路径并利用基于Larson-Miller参数的累积损伤理论进行蠕变损伤计算及评价。分析结果表明：在考虑一定内压的IVR条件下,RPV不会发生蠕变断裂,长期结构完整性可保证。本文的研究方法可为后续核电厂RPV在IVR条件下的结构完整性分析提供参考。     

基于耦合CFD-FEM方法的严重事故下RPV蠕变失效风险评估

核电站严重事故发生后,反应堆压力容器（RPV）的剩余固壁在高温差、内压、熔池重量等的作用下可能发生蠕变失效。本文以CPR1000 RPV为研究对象,基于FLUENT软件二次开发求解反应堆压力容器下封头烧蚀温度场,然后基于ANSYS Workbench开展耦合CFD-FEM力学分析,求解严重事故下RPV烧蚀温度场稳定后72 h内的等效应力、等效塑性应变和等效蠕变应变,并评估了RPV的蠕变失效风险。结果表明：当堆坑注水等措施投运后,RPV剩余固壁在72 h内不会发生蠕变失效和塑性变形失效,有效卸压可明显提升RPV结构完整性的安全裕度。     

Risk Assessment of Creep Failure for RPV under Severe Accident Condition Based on Coupled CFD-FEM Method

After a reactor core melt accident, creep failure may occur in the residual solid wall of the reactor pressure vessel (RPV) under the influence of high temperature difference, internal pressure and the weight of the molten pool. In this work, the CPR1000 RPV was used as a research object. The ablation temperature field of the lower head of RPV was solved through the secondary development of the FLUENT software. And then, a CFD-FEM coupling analysis was carried out based on ANSYS Workbench software. The equivalent stress, the equivalent plastic strain and the equivalent creep strain of the RPV within 72 h under severe accident after the wall ablation and temperature field distribution formed stably were calculated. The risk of creep failure of the RPV was evaluated. The results show that when the reactor pit water injection measure puts into operation, the residual solid wall of the RPV will not experience creep failure and plastic deformation failure within 72 h, and besides, the pressure relief can significantly increase the safety margin of the structural integrity of the RPV.     

核反应堆压力容器可靠性分析

本文介绍了反应堆压力容器可靠性的概率分析方法。其主要内容包括初始裂纹、裂纹扩展、载荷条件和物性参数等的概率分布.     

反应堆压力容器接管嘴马鞍面缺陷的断裂力学分析

某核电厂大修时发现反应堆压力容器均在出口接管嘴不锈钢堆焊层出现局部表面损伤痕迹,损伤最深处约为1.27 mm.本文采用ANSYS程序,依据相应规范,对反应堆压力容器出口接管嘴缺陷进行快速断裂力学分析和疲劳裂纹扩展分析.分析内容包含缺陷的包络和假设、应力计算、应力强度因子计算、疲劳裂纹扩展尺寸计算和Ⅱ、Ⅲ、Ⅳ工况及水压试验工况下的断裂力学分析评估.分析结果满足规范要求.     

中低压条件下矩形窄缝通道两相流动传热试验研究

在中低压条件下,对矩形窄缝通道两相流动传热进行试验研究,分析两相流动传热的变化规律,拟合出饱和沸腾传热系数计算关系式,并采用简化的一维分析方法对两相压降进行分析计算。试验结果表明:在相同热平衡含汽率(x)情况下,两相流动压降随系统压力(p)的降低而增大,随系统流量的增大而增大的变化规律;p越低,两相流动压降随x的增加而增大越剧烈;流量越大,两相流动压降随x的增加而增大越剧烈。通过数据回归方法得到汽相湿周长比例因子F并拟合了计算关系式,其计算值与试验值符合得较好。矩形窄缝通道内饱和沸腾平均传热系数受p、质量流量及热流密度的影响较大。