核電站嚴(yán)重事故發(fā)生后,反應(yīng)堆壓力容器（RPV）的剩余固壁在高溫差、內(nèi)壓、熔池重量等的作用下可能發(fā)生蠕變失效。本文以CPR1000 RPV為研究對(duì)象,基于FLUENT軟件二次開發(fā)求解反應(yīng)堆壓力容器下封頭燒蝕溫度場(chǎng),然后基于ANSYS Workbench開展耦合CFD-FEM力學(xué)分析,求解嚴(yán)重事故下RPV燒蝕溫度場(chǎng)穩(wěn)定后72 h內(nèi)的等效應(yīng)力、等效塑性應(yīng)變和等效蠕變應(yīng)變,并評(píng)估了RPV的蠕變失效風(fēng)險(xiǎn)。結(jié)果表明:當(dāng)堆坑注水等措施投運(yùn)后,RPV剩余固壁在72 h內(nèi)不會(huì)發(fā)生蠕變失效和塑性變形失效,有效卸壓可明顯提升RPV結(jié)構(gòu)完整性的安全裕度。 

【文章來源】：原子能科學(xué)技術(shù). 2020,54(12)北大核心EICSCD

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【部分圖文】：

嚴(yán)重事故下RPV的蠕變分析流程

圖1 嚴(yán)重事故下RPV的蠕變分析流程計(jì)算網(wǎng)格如圖3所示,采用全非結(jié)構(gòu)化網(wǎng)格劃分方法,網(wǎng)格單元尺寸小于0.004 m,網(wǎng)格總數(shù)量約為7.6萬(wàn),網(wǎng)格質(zhì)量大于0.75。為保證RPV固壁區(qū)域溫度場(chǎng)計(jì)算和數(shù)據(jù)傳輸時(shí)的準(zhǔn)確性,CFD分析與FEM分析采用同樣的網(wǎng)格劃分方案和網(wǎng)格單元尺寸[7]。

數(shù)值計(jì)算采用Euler兩相流模型模擬RPV下封頭流道內(nèi)冷卻水的過冷沸騰及氣液兩相相互作用。對(duì)于氣相和液相,兩流體模型分別建立質(zhì)量、動(dòng)量和能量守恒方程,引入相間傳熱、傳質(zhì)及動(dòng)量傳遞使計(jì)算模型封閉[8-9]。由于RPV堆坑注水設(shè)計(jì)的目的是確保嚴(yán)重事故下壁面不發(fā)生傳熱惡化,本文認(rèn)為RPV外壁面不會(huì)進(jìn)入穩(wěn)定膜態(tài)沸騰狀態(tài),選取了RPI boiling模型模擬壁面沸騰現(xiàn)象[7,10]。2.3 壁面燒蝕計(jì)算模型

【參考文獻(xiàn)】：
期刊論文
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