基于Pro/Engineer系统的核电厂堆腔注水CFD设计仿真

发布时间：2021-07-13 11:53

　　在核电厂中,严重事故的发生概率很低,但是一旦发生事故,就会导致堆芯熔化,堆芯熔融物有可能进去压力容器下封头。下封头可能因此被熔穿,威胁安全壳的完整性,导致放射性产物泄漏的严重后果。所以,保持反应堆压力容器的完整性,保持堆芯熔融物在反应堆压力容器内（IVR）是严重事故缓解措施研究重点之一。作为一种重要的IVR保护手段,堆腔注水严重事故缓解措施已被许多在运行小功率核电站采用,为该类核电厂堆型在发生严重事故时提供足够的冷却,保证反应堆压力容器的完整性。但是对于在运行的大功率核电厂,能否通过堆腔注水的缓解措施为严重事故下的反应堆压力容器下封头提供充足的冷却,以保持压力容器的完整性,目前国际上并无定论。本论文采用数值模拟计算方法和计算软件,建立合理的计算物理模型,设置合理的边界条件,对核电厂堆腔注水系统改进后堆腔内的气流温度场、压力场、速度场的分布情况进行数值模拟,特别是RPN通道处流量分配及突台混凝土壁面温度的计算分析。分析结果表明:突台处单个MK4的散热量为37W左右,单个MK2的散热量为25.9W左右。旧保温层散热为23301.1W。新保温层散热为34747.39W。虽然新保温层内侧的温度... 

【文章来源】：电子科技大学四川省 211工程院校 985工程院校 教育部直属院校

【文章页数】：70 页

【学位级别】：硕士

【部分图文】：

示例弯管模型草绘1

图 2-2 示例弯管模型草绘 2基于草绘创建基础特征，特征在 Pro/Engineer 中是个非常重型零件都是以特征为起点建立起来的，特征是构成零件的基征的方法有拉伸、旋转、扫描、混合等方法。

图 2-2 示例弯管模型草绘 2基于草绘创建基础特征，特征在 Pro/Engineer 中是个非常重型零件都是以特征为起点建立起来的，特征是构成零件的基征的方法有拉伸、旋转、扫描、混合等方法。举例子，因为大的形状是弧形，所以创建扫描特征。生成

【参考文献】：
期刊论文
[1]CPR1000熔融物堆内滞留（IVR）技术有效性评估[J]. 陈星,张世顺,林继铭.  核动力工程. 2011(03)

硕士论文
[1]压水堆核电站严重事故下注水冷却措施的研究[D]. 武铃珺.上海交通大学 2008



本文编号：3282009