AP1000采用了雙層安全殼的設(shè)計,內(nèi)層為圓柱形的鋼制容器,外層為混凝土屏蔽構(gòu)筑物。依靠安全殼頂部水箱水自重下落及外側(cè)空氣自然循環(huán)對流換熱,實現(xiàn)內(nèi)側(cè)安全殼的降溫與壓力控制。福島事故后,頂部水箱失效下核電站的安全是人們關(guān)心的問題之一,因此開展雙層安全殼自然循環(huán)的冷卻能力的研究有重要意義。在冷管段雙端斷裂事故停堆后,由衰變熱產(chǎn)生的蒸汽在鋼殼內(nèi)表面冷凝,熱量通過導(dǎo)熱傳遞到鋼殼外表面。外側(cè)空氣在自然循環(huán)作用下進入內(nèi)外兩層安全殼間的環(huán)形通道,冷卻鋼殼外表面,最終將熱量帶出。根據(jù)雙層安全殼的結(jié)構(gòu)與運行原理,本研究建立了能夠模擬安全殼冷卻系統(tǒng)工作狀態(tài)的物理模型。該模型能夠反映安全殼內(nèi)部混合氣體的自然循環(huán)流動、含不凝氣體的混合氣體與殼內(nèi)壁面的膜狀凝結(jié)傳熱、安全殼壁面的傳熱、安全殼外空氣的自然循環(huán)流動以及空氣與殼外壁面的對流換熱等過程。通過數(shù)學(xué)模型的建立、求解方案的設(shè)計、程序的UDF編寫、網(wǎng)格的劃分以及Fluent的仿真求解,本研究計算了核電廠在事故停堆3天后,只依靠安全殼外側(cè)空氣自然循環(huán)冷卻時安全殼內(nèi)部的物理狀態(tài),并通過仿真結(jié)果與美國NRC認可的非能動仿真程序WGOTHIC計算結(jié)果的對比,證明了仿真程序的正確性。結(jié)果表明:3天時僅依靠空氣自然循環(huán)無法將堆衰變熱完全帶走;空氣自然循環(huán)能力將不斷提升,但當散熱量與衰變熱持平時,安全殼內(nèi)部壓力已經(jīng)超過限制。文中還分析了安全殼的高度、直徑及煙囪高度對冷卻能力的影響。
【學(xué)位單位】：哈爾濱工程大學(xué)
【學(xué)位級別】：碩士
【學(xué)位年份】：2015
【中圖分類】：TL364.3
【部分圖文】：

圖 4.1 邊界層網(wǎng)格劃分網(wǎng)格的生成在數(shù)值計算中是一個重要的問題，通過反復(fù)的調(diào)試與比較，以獲得適合的網(wǎng)格數(shù)，既要滿足網(wǎng)格的獨立性，又要滿足網(wǎng)格的自適應(yīng)性。先以較少的網(wǎng)格數(shù)進行初步的計算，根據(jù)所計算物理量場局部變化率的高低來調(diào)整網(wǎng)格的疏密程度，在安全殼的計算中，在壁面、穹頂和內(nèi)邊界這些傳熱傳質(zhì)較強烈的區(qū)域的局部網(wǎng)格給予進一步的加密，以獲得自適應(yīng)的網(wǎng)格。在數(shù)值計算中可作為最終獲得的數(shù)值解的網(wǎng)格應(yīng)當足夠細密，以致力于再進一步加密網(wǎng)格，對數(shù)值解，依舊不會產(chǎn)生影響，即獲得網(wǎng)格獨立的解。本文分別建立了 4289、3405、2527 一共 3 套網(wǎng)格系統(tǒng)，如圖 4.2，分別對同一工況進行計算，通過結(jié)果的比較來獲得滿足網(wǎng)格獨立的解，網(wǎng)格獨立性的考核見表 4.1，以相對偏差 來判別網(wǎng)格獨立性的優(yōu)劣。從表中可以看出，三種方案結(jié)果之間的差異非常小（在 1%以下），所以網(wǎng)格量在（2527~4289）范圍內(nèi)的仿真網(wǎng)格能得到網(wǎng)格無關(guān)解。另外可以看出網(wǎng)格數(shù)目越多即網(wǎng)格越細密，相對偏差 越小，盡管我們希望計算值與實測值越接近越好，但是大量的網(wǎng)格數(shù)目需要花費大量的時間和計算機資源，導(dǎo)致計算效

方案一 方案二 方案三圖 4.2 三種網(wǎng)格劃分示意圖4.3 邊界條件事故前安全殼內(nèi)的狀態(tài)參數(shù)如表 4.2 所示。基于西屋公司的 WGOTHIC 程序?qū)涔芏坞p端斷裂事故后三天內(nèi)安全殼內(nèi)壓力和溫度的響應(yīng)狀況可知，事故發(fā)生 3 天時安全殼內(nèi)混合氣體的狀態(tài)：表壓為 0.1515MPa、溫度為 104.2℃[3]。除了以上條件，本研究中取安全殼外部環(huán)隙空氣的入口溫度為 25℃。表 4.2 正常運行時安全殼內(nèi)物理狀態(tài)內(nèi)部溫度(℃) 壓力(MPa) 相對濕度 體積(m3)48.9 0.108 0 58300當冷管段雙端斷裂事故發(fā)生后，大量冷卻劑泄漏進入安全殼內(nèi)部最終形成水池，隨著事故進程的推進，殼內(nèi)部的氣空間體積將比正常運行時的體積減小。氣空間的體積將影響混合氣體的流動與傳熱狀況，所以在仿真中需要進行確定。

4 章 雙層安全殼冷卻系統(tǒng)冷卻能力平均得到液膜溫度，進而得到殼溫度與殼外壁面溫度的加權(quán)平均溫度與殼外環(huán)隙空氣溫度可以更阻、殼導(dǎo)熱熱阻、殼外對流換熱外環(huán)隙空氣溫度可以更新熱流密、殼外壁面溫度和殼外環(huán)隙空氣

【參考文獻】

相關(guān)期刊論文 前10條

1 葉成;鄭明光;王勇;王國棟;張迪;倪陳宵;王明路;;AP1000非能動安全殼冷卻水WGOTHIC分析[J];原子能科學(xué)技術(shù);2013年12期

2 葉學(xué)民;閻維平;;切應(yīng)力作用下層流飽和蒸發(fā)降膜的傳熱特性[J];中國電機工程學(xué)報;2007年11期

3 郭志鋒;;AP1000的非能動安全系統(tǒng)[J];國外核新聞;2005年09期

4 楊陽,陸建峰,王曉東,彭曉峰;高雷諾數(shù)下降液膜流動換熱分析[J];工程熱物理學(xué)報;2004年S1期

5 師晉生;蒸發(fā)對過冷降膜換熱影響的分析[J];化工裝備技術(shù);2004年06期

6 肖澤軍,卓文彬,陳炳德,白雪松,賈斗南;先進壓水堆非能動安全系統(tǒng)研究進展[J];核動力工程;2004年01期

7 師晉生,張巧珍,劉振義,陳東;下降液膜在逆向流動空氣作用下的換熱[J];應(yīng)用力學(xué)學(xué)報;2003年04期

8 郭志鋒;SWR1000推向市場[J];國外核新聞;2003年06期

9 張廷祥,唐宇;非能動安全殼冷卻系統(tǒng)水分配裝置設(shè)計[J];核動力工程;2002年S1期

10 俞冀陽,李坤,賈寶山;AC600非能動安全殼冷卻系統(tǒng)長期效應(yīng)分析[J];核動力工程;2002年03期

本文編號：2821364