壓水堆穩(wěn)壓器波動(dòng)管熱分層數(shù)值模擬.pdf

1、近年來，壓水堆核電站由于技術(shù)成熟、結(jié)構(gòu)緊湊等優(yōu)點(diǎn)已逐步成為世界各國現(xiàn)役及在建核電站的主要堆型。因此，研究壓水堆核電機(jī)組的安全運(yùn)行對(duì)于我國乃至世界核電事業(yè)的發(fā)展都至關(guān)重要。然而，在早期的壓水堆核電機(jī)組設(shè)計(jì)中由于沒有意識(shí)到熱分層現(xiàn)象的存在，因此并未考慮熱分層作用對(duì)其結(jié)構(gòu)完整性的影響。以至到目前已有眾多PWR核電站反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)受到了熱分層作用的影響。其中，破壞最嚴(yán)重的部位當(dāng)屬穩(wěn)壓器波動(dòng)管。
　　所謂熱分層現(xiàn)象即水平管道中同時(shí)存在具有

2、較大溫差（密度差）的冷、熱兩種流體，冷流體密度大，占據(jù)水平管道的下部;熱流體密度小，積聚于管道的上部空間。當(dāng)核島穩(wěn)壓器波動(dòng)管發(fā)生熱分層時(shí)，分層流將會(huì)對(duì)管道系統(tǒng)產(chǎn)生除高溫、內(nèi)壓、自重等既存載荷以外的相當(dāng)大的非預(yù)期整體彎曲應(yīng)力和局部熱應(yīng)力，最終可能導(dǎo)致波動(dòng)管產(chǎn)生彎曲變形、貫穿性裂紋、剛性支撐失效等破壞，嚴(yán)重威脅核電站的安全運(yùn)行。
　　針對(duì)此問題，本文首先對(duì)PWR穩(wěn)壓器波動(dòng)管發(fā)生熱分層現(xiàn)象的成因及影響因素進(jìn)行了詳盡的理論分析，在此基礎(chǔ)之

3、上采用通用CFD軟件ANSYS_FLUENT對(duì)經(jīng)歷熱分層現(xiàn)象的波動(dòng)管進(jìn)行了3-D全尺寸非穩(wěn)態(tài)流固耦合傳熱數(shù)值模擬，將計(jì)算控制區(qū)域擴(kuò)展到波動(dòng)管管壁所在的固體區(qū)域。通過對(duì)模擬工況的流態(tài)分析，選用比K-ε模型更適合于求解具有二次回流和流動(dòng)分離情況的剪切應(yīng)力輸運(yùn)模擬-SSTK-ω湍流模型。對(duì)瞬態(tài)熱分層溫度范圍內(nèi)冷卻介質(zhì)的物性變化情況進(jìn)行研究，利用比布氏近似更有效的計(jì)算方法來評(píng)價(jià)浮升力對(duì)管內(nèi)流動(dòng)與換熱的影響。驗(yàn)證不同網(wǎng)格劃分形式的優(yōu)劣及其獨(dú)立性。