發(fā)布時間：2021-12-09 06:40

　　AP1000是一種先進的“非能動型壓水堆核電技術(shù)”，但是目前為止，AP1000非能動安全系統(tǒng)的某些重要安全功能還沒有獲得驗證。因此，對AP1000非能動安全系統(tǒng)進行研究是我們消化、吸收并形成有自主知識產(chǎn)權(quán)的核電技術(shù)的任務(wù)之一。AP1000的非能動安全殼冷卻系統(tǒng)為電站提供了最終熱阱，是保證安全殼完整性的有力保障，而安全殼是設(shè)計基準事故中防止放射性物質(zhì)進入環(huán)境的最后一道屏障，因此對非能動安全殼冷卻系統(tǒng)的研究及技術(shù)再創(chuàng)新顯得尤為重要。非能動安全殼冷卻系統(tǒng)的主要原理是鋼制安全殼內(nèi)表面的凝結(jié)換熱和外表面的蒸發(fā)換熱以及輻射換熱和自然對流換熱，通過鋼制安全殼的導(dǎo)熱進行內(nèi)外的耦合。本文主要研究鋼制安全殼的外側(cè)流場，即蒸發(fā)換熱以及輻射換熱和自然對流過程。在現(xiàn)有的安全殼研究中，簡化成矩形通道分析的居多，尤其是輻射換熱和自然對流方面的研究，沒有建立完整的幾何模型。本文建立了1:10的二維輻射換熱和自然對流模型及噴淋優(yōu)化模型，進行了完整流道的計算分析。本文應(yīng)用GAMBIT建立幾何模型和網(wǎng)格化計算域，然后使用先進的流體分析軟件——FLUENT進行數(shù)值模擬。在輻射換熱和自然對流模型中，主要分析了通道寬度、空氣進流... 

【文章來源】：哈爾濱工程大學黑龍江省 211工程院校

【文章頁數(shù)】：76 頁

【學位級別】：碩士

【部分圖文】：

非能動安全殼冷卻系統(tǒng)

非能動安全殼冷卻系統(tǒng)分水堰簡圖

原尺寸圖

【參考文獻】：
期刊論文
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[2]第3代核電技術(shù)AP1000核島技術(shù)分析[J]. 黃來,張建玲,彭敏,程貴兵,王伯春,徐湘滬.  湖南電力. 2009(04)
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[4]切應(yīng)力作用下層流飽和蒸發(fā)降膜的傳熱特性[J]. 葉學民,閻維平.  中國電機工程學報. 2007(11)
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[6]蒸發(fā)對過冷降膜換熱影響的分析[J]. 師晉生.  化工裝備技術(shù). 2004(06)
[7]先進壓水堆非能動安全系統(tǒng)研究進展[J]. 肖澤軍,卓文彬,陳炳德,白雪松,賈斗南.  核動力工程. 2004(01)
[8]下降液膜在逆向流動空氣作用下的換熱[J]. 師晉生,張巧珍,劉振義,陳東.  應(yīng)用力學學報. 2003(04)
[9]實驗?zāi)M非能動安全殼冷卻系統(tǒng)中因破口噴射誘發(fā)的傳熱增長(英文)[J]. 牛風雷,厲日竹.  中國核科技報告. 2003(03)
[10]非能動安全殼冷卻系統(tǒng)水分配裝置設(shè)計[J]. 張廷祥,唐宇.  核動力工程. 2002(S1)

碩士論文
[1]毛細蒸發(fā)器流場數(shù)值模擬研究[D]. 馬正軍.哈爾濱工程大學 2009
[2]對沖式止回閥動態(tài)特性分析[D]. 馮章俊.哈爾濱工程大學 2009



本文編號：3530131