安全殼內(nèi)水蒸氣輸運與凝結(jié)數(shù)值模擬研究.pdf

1、在核電站發(fā)生LOCA（Loss of Coolant Accident）和MSLB（Main Steam Line Break accident）等極限事故工況下，大量高溫高壓的蒸汽噴放進入安全殼的空間內(nèi)部從而導致其升溫升壓，進而可能對安全殼的完整性造成損害。為了保護包容放射性產(chǎn)物的最后一道安全屏障不被破壞，達到降溫降壓的目的，必須對進入安全殼的高溫蒸汽進行及時有效冷卻。先進壓水堆核電技術(shù)中的非能動安全殼冷卻系統(tǒng)（PCCS）作為最終熱阱

2、，可以有效冷卻進入安全殼的蒸汽，在72小時沒有人為干預的情況下有效保證安全殼不會超壓失效。對非能動安全殼冷卻系統(tǒng)進行深入研究具有重要意義。其中，對安全殼大氣空間內(nèi)蒸汽與空氣混合后在鋼制安全殼壁面凝結(jié)換熱特性的研究便是PCCS系統(tǒng)的關鍵問題之一。
　　本文應用計算流體力學分析方法，對安全殼的內(nèi)部結(jié)構(gòu)進行適當?shù)暮喕?，應用Pro/E軟件建立安全殼的三維幾何仿真計算模型。對安全殼內(nèi)穩(wěn)態(tài)空氣自然循環(huán)散熱情況下的溫度場和速度場進行分析，比較此

3、工況下對流換熱和輻射換熱的大小關系。結(jié)果表明輻射換熱量與對流換熱量在同一個量級，且在數(shù)值上大于對流換熱量。
　　通過加載計算含空氣蒸汽凝結(jié)換熱的UDF模型實現(xiàn)利用FLUENT軟件對安全殼內(nèi)蒸汽凝結(jié)的三維數(shù)值仿真研究。計算分析蒸汽以恒定流量進入安全殼的流動分布情況以及其在安全殼壁面處的凝結(jié)換熱特性，發(fā)現(xiàn)在此情況下蒸汽會在安全殼上部有較高的濃度且其分布形成明顯的分層，在蒸汽冷凝總的換熱過程中凝結(jié)換熱量是對流換熱量的2~3倍，凝結(jié)換熱系

4、數(shù)和對流換熱系數(shù)都隨著蒸汽質(zhì)量分數(shù)的增加而增大，且沿安全殼壁面從上到下是遞減的。對所選用的兩種計算冷凝傳熱系數(shù)的實驗關聯(lián)式進行了對比分析和評價，發(fā)現(xiàn)采用 Uchida實驗關聯(lián)式的計算結(jié)果更為保守。通過對三種不同蒸汽入口條件下計算得到的蒸汽分布、凝結(jié)和對流換熱系數(shù)進行對比分析，發(fā)現(xiàn)蒸汽入口速度對其在安全殼內(nèi)的流動分布與凝結(jié)特性有顯著影響。
　　建立鋼制安全殼外空氣上升環(huán)形通道的二維軸對稱仿真計算模型，對安全殼外壁面下降水膜蒸發(fā)換熱與