小型安全壳事故工况下射流模型开发

发布时间：2024-04-25 22:55

　　近年来,小型反应堆核电站逐渐吸引了世界各国的关注,尤其是发展中国家。小型反应堆核电站具有投资小、建造周期短、安全性高、多用途等优势。国内发展小型堆核电站可有效解决岛屿及偏远地区供电等问题,还可以用于城市区域供热,海水淡化等。安全壳作为核电站的最后一道屏障,对其事故分析应受到关注。对于大型干式安全壳,如AP1000,失水事故(LOCA)或主蒸汽管道破裂(MSLB)事故后蒸汽喷放对安全壳冷却及其内部自然循环的影响已经做过大量研究。伯克利大学根据热分层理论开发了BMIX++程序,用于计算破口事故后安全壳内的温度分布。由于大型干式安全壳自由空间较大,事故后射流主体部分占据空间相对较小,在事故分析时可以忽略。而小型反应堆核电站安全壳内自由容积较小,内部结构布置紧凑,发生破口事故时,关键设备可能会暴露在射流区域内,高温高压的射流会影响设备的正常运行。因此,预测射流内部区域气体的流速及温度变化是有必要的。本文首先建立了一维热空气-冷空气的射流积分模型,然后在此基础上借鉴蒸汽与过冷水直接接触冷凝的相关研究结果,建立了蒸汽射流计算模型。此外,还开展了相关实验研究以及CFD计算,用于模型计算结果的验证。积...

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【学位级别】：硕士

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图1-1AP1000安全壳

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图1-2mPower安全壳对于温度场及流场的计算，常用计算流体力学（CFD）方法

2图1-2mPower安全壳对于温度场及流场的计算，常用计算流体力学（CFD）方法。尽管现今力大幅度提高，但CFD程序（如ANSYSCFX及FLUENT）对安全壳型结构来讲，其中的细节计算需要数量巨大的网格数，这带来了极大的，从而使用CFD软件计算安全壳内温....

图2-1浮力射流

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图2-2水密度随温度变化

图2-2水密度随温度变化图2-3水比焓随密度变化结果可得到相关的液态水物性参数：1.7360.736=0.014421001=0.02469llTdTdT

本文编号：3964354