小型安全殼事故工況下射流模型開發(fā).pdf

1、近年來，小型反應(yīng)堆核電站逐漸吸引了世界各國的關(guān)注，尤其是發(fā)展中國家。小型反應(yīng)堆核電站具有投資小、建造周期短、安全性高、多用途等優(yōu)勢。國內(nèi)發(fā)展小型堆核電站可有效解決島嶼及偏遠(yuǎn)地區(qū)供電等問題，還可以用于城市區(qū)域供熱，海水淡化等。
　　安全殼作為核電站的最后一道屏障，對其事故分析應(yīng)受到關(guān)注。對于大型干式安全殼，如AP1000，失水事故(LOCA)或主蒸汽管道破裂(MSLB)事故后蒸汽噴放對安全殼冷卻及其內(nèi)部自然循環(huán)的影響已經(jīng)做過大量研究

2、。伯克利大學(xué)根據(jù)熱分層理論開發(fā)了BMIX++程序，用于計(jì)算破口事故后安全殼內(nèi)的溫度分布。由于大型干式安全殼自由空間較大，事故后射流主體部分占據(jù)空間相對較小，在事故分析時(shí)可以忽略。而小型反應(yīng)堆核電站安全殼內(nèi)自由容積較小，內(nèi)部結(jié)構(gòu)布置緊湊，發(fā)生破口事故時(shí)，關(guān)鍵設(shè)備可能會(huì)暴露在射流區(qū)域內(nèi)，高溫高壓的射流會(huì)影響設(shè)備的正常運(yùn)行。因此，預(yù)測射流內(nèi)部區(qū)域氣體的流速及溫度變化是有必要的。
　　本文首先建立了一維熱空氣-冷空氣的射流積分模型，然后在

3、此基礎(chǔ)上借鑒蒸汽與過冷水直接接觸冷凝的相關(guān)研究結(jié)果，建立了蒸汽射流計(jì)算模型。此外，還開展了相關(guān)實(shí)驗(yàn)研究以及CFD計(jì)算，用于模型計(jì)算結(jié)果的驗(yàn)證。積分模型的結(jié)果與實(shí)驗(yàn)數(shù)據(jù)以及CFD計(jì)算結(jié)果吻合較好。在計(jì)算耗時(shí)上，積分模型相對CFD程序顯示出很大優(yōu)勢。計(jì)算以及實(shí)驗(yàn)結(jié)果表明，噴出的高溫氣體在很短距離內(nèi)流速和溫度都會(huì)迅速降低隨后維持較低的穩(wěn)定值。這是由于射流初始階段卷吸作用明顯，大量環(huán)境內(nèi)冷空氣隨卷吸進(jìn)入射流內(nèi)部，導(dǎo)致其溫度及流速迅速降低。模型計(jì)