基于耦合CFD-FEM方法的严重事故下RPV蠕变失效风险评估

发布时间：2021-11-15 20:47

　　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。 

【文章来源】：原子能科学技术. 2020,54(12)北大核心EICSCD

【文章页数】：8 页

【部分图文】：

严重事故下RPV的蠕变分析流程

图1 严重事故下RPV的蠕变分析流程计算网格如图3所示,采用全非结构化网格划分方法,网格单元尺寸小于0.004 m,网格总数量约为7.6万,网格质量大于0.75。为保证RPV固壁区域温度场计算和数据传输时的准确性,CFD分析与FEM分析采用同样的网格划分方案和网格单元尺寸[7]。

数值计算采用Euler两相流模型模拟RPV下封头流道内冷却水的过冷沸腾及气液两相相互作用。对于气相和液相,两流体模型分别建立质量、动量和能量守恒方程,引入相间传热、传质及动量传递使计算模型封闭[8-9]。由于RPV堆坑注水设计的目的是确保严重事故下壁面不发生传热恶化,本文认为RPV外壁面不会进入稳定膜态沸腾状态,选取了RPI boiling模型模拟壁面沸腾现象[7,10]。2.3 壁面烧蚀计算模型

【参考文献】：
期刊论文
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本文编号：3497463