壓水堆穩(wěn)壓器波動管熱分層數值模擬.pdf

1、近年來，壓水堆核電站由于技術成熟、結構緊湊等優(yōu)點已逐步成為世界各國現役及在建核電站的主要堆型。因此，研究壓水堆核電機組的安全運行對于我國乃至世界核電事業(yè)的發(fā)展都至關重要。然而，在早期的壓水堆核電機組設計中由于沒有意識到熱分層現象的存在，因此并未考慮熱分層作用對其結構完整性的影響。以至到目前已有眾多PWR核電站反應堆冷卻劑系統(tǒng)受到了熱分層作用的影響。其中，破壞最嚴重的部位當屬穩(wěn)壓器波動管。
　　所謂熱分層現象即水平管道中同時存在具有

2、較大溫差（密度差）的冷、熱兩種流體，冷流體密度大，占據水平管道的下部;熱流體密度小，積聚于管道的上部空間。當核島穩(wěn)壓器波動管發(fā)生熱分層時，分層流將會對管道系統(tǒng)產生除高溫、內壓、自重等既存載荷以外的相當大的非預期整體彎曲應力和局部熱應力，最終可能導致波動管產生彎曲變形、貫穿性裂紋、剛性支撐失效等破壞，嚴重威脅核電站的安全運行。
　　針對此問題，本文首先對PWR穩(wěn)壓器波動管發(fā)生熱分層現象的成因及影響因素進行了詳盡的理論分析，在此基礎之

3、上采用通用CFD軟件ANSYS_FLUENT對經歷熱分層現象的波動管進行了3-D全尺寸非穩(wěn)態(tài)流固耦合傳熱數值模擬，將計算控制區(qū)域擴展到波動管管壁所在的固體區(qū)域。通過對模擬工況的流態(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分離情況的剪切應力輸運模擬-SSTK-ω湍流模型。對瞬態(tài)熱分層溫度范圍內冷卻介質的物性變化情況進行研究，利用比布氏近似更有效的計算方法來評價浮升力對管內流動與換熱的影響。驗證不同網格劃分形式的優(yōu)劣及其獨立性。