承壓熱沖擊下AP1000壓力容器直接安注瞬態(tài)數值模擬研究
發(fā)布時間:2021-01-19 19:51
基于計算流體動力學(CFD)分析方法,采用流固共軛傳熱方式,對非能動堆芯冷卻系統(tǒng)(PXS)的堆芯補水箱(CMT)熱態(tài)功能試驗、CMT注入同時自動減壓系統(tǒng)(ADS)動作、蓄壓安注箱(ACC)安注后CMT再注入以及常規(guī)余熱排出系統(tǒng)運行等4種工況下反應堆壓力容器(RPV)環(huán)腔內流動傳熱狀態(tài)進行瞬態(tài)數值模擬,研究RPV壁面溫度瞬態(tài)變化以及環(huán)腔下降段內流體的混合特性。結果表明:4種工況下直接安注(DVI)接管管嘴與RPV內壁面相交斜面處冷卻水混合劇烈,冷段是否有流體注入環(huán)腔對其內流體溫度分布變化影響巨大,且DVI接管管嘴局部區(qū)域將發(fā)生較大的溫度變化。
【文章來源】:核動力工程. 2015,36(01)北大核心
【文章頁數】:8 頁
【參考文獻】:
期刊論文
[1]反應堆壓力容器安注過程瞬態(tài)傳熱特性研究[J]. 陳聽寬,羅毓珊,王海軍,吳海玲,盧冬華. 工程熱物理學報. 2005(05)
[2]承壓熱沖擊對核壓力容器強度的影響[J]. 牛莉莎,葉紅光,施惠基. 核動力工程. 2001(03)
本文編號:2987613
【文章來源】:核動力工程. 2015,36(01)北大核心
【文章頁數】:8 頁
【參考文獻】:
期刊論文
[1]反應堆壓力容器安注過程瞬態(tài)傳熱特性研究[J]. 陳聽寬,羅毓珊,王海軍,吳海玲,盧冬華. 工程熱物理學報. 2005(05)
[2]承壓熱沖擊對核壓力容器強度的影響[J]. 牛莉莎,葉紅光,施惠基. 核動力工程. 2001(03)
本文編號:2987613
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