【摘要】：反應堆安全殼作為包容放射性物質(zhì)泄漏的最后一道安全屏障,其完整性對核安全具有重要意義,而非能動安全殼冷卻系統(tǒng)(PCCS)作為保護放射性物質(zhì)泄漏最后一道屏障的系統(tǒng),其換熱特性具有研究價值。當發(fā)生失水事故、主蒸汽管道破裂事故等設計基準事故時,大量高溫高壓的蒸汽進入安全殼,為防止其超溫超壓,阻止放射性物質(zhì)泄漏,應用PCCS系統(tǒng)對安全殼進行降溫降壓。該系統(tǒng)不需要人員干預,亦不需要任何電力設施,大幅度提升了安全性和可靠性。本文研究當高溫高壓蒸汽泄漏后,PCCS系統(tǒng)投入運行時,安全殼內(nèi)部及外部空氣流道的流體流動與換熱情況。本文以AP1000為研究背景,合理簡化AP1000的雙層安全殼結(jié)構(gòu),應用Pro-E軟件建立AP1000雙層安全殼三維模型,應用FLUENT對安全殼穩(wěn)態(tài)工況下的空氣自然循環(huán)進行仿真計算,得到正常工況下溫度、密度云圖等。本文將AP1000雙層安全殼簡化為二維模型,應用FLUENT對內(nèi)部及外部空氣流道分別進行模擬計算,內(nèi)部添加含有空氣的蒸汽凝結(jié)UDF,外部空氣流道添加水蒸發(fā)換熱UDF,應用MpCCI(Mesh-based parallel code coupling interface)耦合軟件對安全殼內(nèi)部及外部空氣流道進行耦合瞬態(tài)計算,實現(xiàn)內(nèi)部熱量通過安全殼壁面?zhèn)鬟f到外部空氣流道的過程�？紤]停堆后堆芯的衰變熱,以AP1000破口事故下一回路溫度、壓力變化為參考,合理給定蒸汽入口邊界條件。隨著時間增加,對流、凝結(jié)及輻射換熱的熱流密度均持續(xù)增大,凝結(jié)換熱是對流換熱熱流密度的兩倍左右,輻射換熱所占比例較小,與對流及凝結(jié)換熱不在一個量級上。對流、凝結(jié)換熱熱流密度在1200s前沿安全殼壁面高度的降低而減小,1200s后外部空氣流道水開始蒸發(fā),對流、凝結(jié)換熱的熱流密度迅速升高,在壁面10m處有熱流密度峰值。外部空氣流道水膜蒸發(fā)后,安全殼內(nèi)溫度壓力逐漸穩(wěn)定,小于安全殼設計壓力、溫度,證明PCCS系統(tǒng)對預防放射性物質(zhì)泄漏起了重要作用。對于安全殼外部空氣流道,事故后PCCS系統(tǒng)冷卻水噴淋在安全殼頂端,形成水膜,沿壁面向下水膜厚度逐漸減小。在環(huán)形區(qū)域內(nèi)的水膜溫度較高,達到該氣壓下的飽和溫度時蒸發(fā),水蒸汽充斥環(huán)形區(qū)域,沿著安全殼屏蔽構(gòu)筑物向上流動,直至煙囪處空氣出口流出。而無冷卻水時,安全殼外壁面的溫度最高,沿壁面法線方向溫度降低,沿壁面高度降低溫度持續(xù)升高,導致雙層安全殼外部空氣流道空腔內(nèi)為溫度較高。
【學位授予單位】：哈爾濱工程大學
【學位級別】：碩士
【學位授予年份】：2017
【分類號】：TL364.3
【圖文】：

研究安全殼內(nèi)出現(xiàn)破口事故時的蒸汽流動情況，以及在非能動安全殼冷卻系統(tǒng)投入運行時，雙層安全殼內(nèi)工質(zhì)的流動與傳熱情況。AP1000安全殼內(nèi)部結(jié)構(gòu)如圖2.1所示。圖2.1 非能動安全殼冷卻系統(tǒng)非能動安全殼冷卻系統(tǒng)PCCS的工作原理如下：當發(fā)生事故后，安全殼內(nèi)部高溫蒸汽向上流動，直至安全殼穹頂，受到安全殼壁面形狀限制，高溫蒸汽沿著壁面向下流動。由于安全殼壁面溫度較低，高溫蒸汽遇到較低溫度的安全殼壁面，在壁面冷凝成水，由此將熱量傳遞給安全殼壁面，降低安全殼內(nèi)溫度及壓力。安全殼外部有非能動安全殼冷卻系統(tǒng)，冷卻水從冷卻水箱中流下，在安全殼外壁面形成一層水膜并受熱蒸發(fā)，由此對安全殼壁面冷卻。外部的空氣從入口流進，沿著空氣導流板及外層安全殼向下流入，隨后沿著雙層安全殼環(huán)形通道向上流動，最后從頂部流出，帶走蒸發(fā)的水蒸汽以及多余的

5、外部空氣流道的冷卻水對安全殼外壁面的對流及蒸發(fā)換熱；6、外部空氣流道的空氣對安全殼外壁面的對流換熱。圖2.3 安全殼內(nèi)外的熱傳遞過程2.6 本章小結(jié)本章節(jié)介紹AP1000的PCCS系統(tǒng)的工作原理、組成結(jié)構(gòu)、設計參數(shù)等，簡要介紹失水事故發(fā)生的過程以及系統(tǒng)響應，介紹當發(fā)生破口事故后，高溫蒸汽泄漏，PCCS系統(tǒng)啟動，雙層安全殼內(nèi)部、外部空氣流道以及壁面的傳熱過程。

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本文編號：2723924