一、反应堆压力容器下封头三维流场计算（论文文献综述）
王雨[1]（2021）在《基于“两流体+湍流”模型的蒸汽发生器三维热工水力数值模拟》文中认为蒸汽发生器作为一回路和二回路的换热枢纽,其流动传热特性对核电站安全与经济运行至关重要。由于其高温高压的工作环境,难以直接探测,不能直观的观察蒸汽发生器内部汽液两相流真实的流动特性;但蒸汽发生器内部汽液两相流的流动特性与寿期内传热管和其他部件的振动、热损、应力腐蚀和凹陷等都有直接关系,从世界范围内核电站的运行经验来看,蒸汽发生器传热管破裂事故是核电厂发生频率较高的事故之一。因此有必要对蒸汽发生器二次侧的流动行为和传热特性进行研究,为机械设计、水化学、材料技术等的研究提供基础信息,以期为蒸汽发生器的结构设计提出优化方案,提高传热效率和安全性。目前,对于蒸汽发生器热工水力学的研究一般分为实验研究和数值模拟。实验研究多为工程性试验,试验中大多采用局部或缩比模型装置来验证工程设计的合理性,由于真实蒸汽发生器体型巨大、传热管数目众多加之高温高压参数,试验中难以获得其内部三维流场和温度场的精确参数,而这些参数对于蒸汽发生器的优化设计是十分重要的。在数值模拟方面,虽然商业CFD软件发展相对成熟,功能也齐全,但其应用于蒸汽发生器的数值模拟因其注重于通用性而缺少专用性,在蒸汽发生器的设计中未能广泛应用。因此,世界上大多数蒸汽发生器专业机构还是致力于专用蒸汽发生器三维热工水力程序的研究与开发。在现有的专用软件开发研究中,对于二次侧汽液两相流的描述大多使用均相流或漂移流模型。近几年为了更精确的描述流场流动行为,已有学者采用了两流体模型分别对汽液两相进行精确描述,但在数值模拟程序中,并未考虑湍流模型,但湍流对流场流动和传热影响不可忽视。另一方面,为提高计算效率,大多数程序采用多孔介质模型,但多孔介质的计算精度还有待进一步提高。此外,上述数值模拟的结果也有待进一步获得实验数据的验证。综上所述,开发基于“两流体+湍流”模型的蒸汽发生器三维数值模拟程序、优化多孔介质计算方法和验证计算方法的有效性等工作已成为未来发展的趋势。本文应用两流体模型对蒸汽发生器二次侧流场进行描述,考虑到二次侧汽液两相流流动复杂,引入了同时考虑液相流动和相间动量交换的三维各向异性代数湍流模型。加入了一、二次侧热量耦合传递模型、流动阻力模型及相间的传质传热和动量交换模型。应用多孔介质模型模拟蒸汽发生器内部复杂结构,提出了能够精确快速计算多孔介质系数的方法:基于传热管和网格位置关系的优化多孔介质计算方法（Modified method based on grid combined with tube geometry,M-GTG）。应用国际水和蒸汽性质协会发布的最新标准（IAPWS-IF97公式）实现对物性参数的实时更新。基于Fortran语言编写程序对蒸汽发生器开展真实建模仿真,开发出蒸汽发生器三维瞬态热工水力数值模拟程序2T-THAP（Thermo-Hydraulic Analysis Program based on Two fluid-Turbulence model）。选取以大亚湾蒸汽发生器为原型的小型缩比可视化实验台架的实验数据对程序进行验证,完成合理性验证后,将其应用于大亚湾核电站蒸汽发生器中,对不同给水方式和不同负荷下的热工水力特性进行分析,将含汽率、一次侧温度、二次侧温度压力及传热系数等关键参数及其分布规律与同类程序的计算结果及蒸汽发生器设计参数进行对比,程序对比结果显示各参数变化趋势一致,计算结果与设计参数符合良好,初步验证了多孔介质模型的有效性及程序的准确性。经分析发现:二次侧汽相速度大于液相速度,两者增长趋势一致,流速在直管段出口达到最大值,进入上方倒锥形环腔后,由于流通面积扩大且受传热管阻碍,流速减小。在直管段,受密度差驱动,流体出现从冷侧向热侧的微小偏转;在弯管段,受结构影响,流体出现从热侧向冷侧旋转流动的趋势。流体横向流动对直管段产生的作用力十分小,流体能量（平均横向流体动能）小于10J/m3,对于弯管段,流体能量在冷侧40°和热侧140°左右最大,且相比之下,冷侧流体能量较大。冷、热两侧含汽率呈不均匀分布,改变给水方式对含汽率分布的影响主要体现在管束入口段,非均匀给水时,壁面温降较快,减少了传热管热疲劳失效的风险。传热管热阻占比最大,约占50%以上。传热管出现结垢会使总传热系数减小,降低传热效率,因此随着蒸汽发生器运行年限增长,结垢和堵管增多,需要优化运行方案保证设计功率输出。
李滢玥[2]（2021）在《基于源项法的闭式回路对核主泵性能影响研究》文中提出作为核岛一回路的压力边界及唯一旋转设备,核主泵的长期安全平稳运行对核岛系统具有至关重要的作用。核主泵长期工作在高温、高压、高转速等恶劣工作环境中,内部流动较为复杂。在核岛一回路中,核主泵与蒸汽发生器、反应堆以及管路等连接,故传统均匀来流假设不能准确模拟核主泵中流体流动情况。因此,开展考虑入流畸变的闭式回路对核主泵性能影响的研究具有重要意义。本文以CAP1400核主泵为研究对象,采用源项法分别对1:2.5简化闭式回路、1:2.5真实闭式回路和1:1真机回路进行数值计算,获得闭式回路的核主泵性能特性（扬程、效率）、内流场信息（压力场、速度场、压力脉动等）、负载信息（径向力）,并将数值计算结果与开式核主泵模型计算结果进行对比。主要工作内容及研究结论如下:（1）采用源项法取代传统开式模型边界条件,对进出口截面直接相连的1:2.5简化闭式回路模型进行数值计算,证明了源项法在数值模拟计算中的准确性;同时在简化闭式回路中,选取四个不同位置,探究源项位置选取对数值计算结果的影响。（2）采用源项法分别对1:2.5简化闭式回路、考虑蒸汽发生器等装置存在的1:2.5真实闭式回路和1:1真机回路开展稳态计算,获得核主泵叶轮中间截面处的压力场和速度场、湍动能分布以及核主泵进口截面流线分布,并与开式模型计算结果对比;闭式回路中流动更加紊乱,核主泵入口产生旋向相反的旋涡,湍动能明显增大。（3）分别对1:2.5简化闭式回路、1:2.5真实闭式回路开展0.8Q、Q和1.1Q工况下瞬态计算,在叶轮和导叶间隙处以及导叶出口处各选取4个监测点,获得压力脉动时域和频域信息以及叶轮径向力分布情况,并与开式模型计算结果对比。叶轮和导叶间隙处压力脉动主频出现在叶频处,导叶出口处压力脉动主频出现在转频和叶频处,闭式回路压力脉动高于开式模型,同时闭式回路径向力明显增大。（4）相比于开式结构,闭式回路可捕捉到更接近于实际工况的流场信息,更准确的评价核主泵安全性。
马翔凤[3]（2021）在《一台一回路泵停运非对称工况下池式钠冷快堆三维瞬态热工水力特性研究》文中研究说明一台一回路泵停运是双环路池式钠冷快堆运行期间可能发生的初因事件。在该事件的影响下,两个环路中的两台泵会进行不对称的惰转,且故障泵惰转结束后会发生特殊的返流现象。在一台泵停运的同时,可能伴随发生失去厂外电等不同的叠加工况。堆内特殊的流动特性以及复杂的叠加工况使得一回路钠池内出现特殊的三维非对称热工水力特性,进而导致堆内构件出现过大的温度梯度,以及由此产生过大的热应力,因此明确该复杂的瞬态热工水力分布对池式钠冷快堆的安全运行具有重要意义。池式快堆一回路主体部件均浸泡在钠池中,在一台泵停运工况下流道分布难以确定,且两台泵的惰转以及故障泵的返流使得堆内的流动分布更加复杂,与此同时还可能伴随其他事故工况的发生,使得堆内瞬态下的热工水力特性更加难以明确。该工况较为复杂,国内外对此的相关数值计算和实验研究开展较少,一台一回路泵停运非对称工况下池式钠冷快堆三维瞬态热工水力特性有待进一步阐明。本研究以中国实验快堆（CEFR）为研究对象,基于本研究团队的一回路钠池三维模型,采用计算软件FLUENT,模拟了 CEFR在一台一回路泵停运叠加失去厂外电工况下的瞬态三维热工水力行为。团队前期已充分验证模型合理性,并通过该模型完成部分工况的计算。本研究针对CEFR一台一回路泵停运叠加失去厂外电工况,进行模型的改进和优化,增加了关键的泵惰转模型,实现了不对称的惰转、返流过程,获得了瞬态进程下三维非对称热工水力分布以及关键运行参数的瞬态变化特性,同时与单环路排余热工况下的一台泵停运工况计算结果进行了对比。计算结果表明,在一台一回路泵停运叠加失去厂外电1500 s瞬态工况运行下,热钠池整体温度逐渐下降,冷钠池整体温度逐渐上升,热分层现象逐渐消失,堆内关键位置处正常环路侧整体温度会明显高于故障环路侧整体温度。关键运行参数中堆芯出口平均温度在600 s左右达到最低值约400.33℃,后期虽然出现一定的回升,但CEFR具备足够的设计裕量保证安全性,同样完全能够满足反应堆安全要求,钠池内的整体温度分布不会超出CEFR运行限值。在单环路排余热工况下,IHX冷却能力保证了堆内结构的安全性,与叠加失去厂外电工况相比,正常环路IHX出口温度不超过365℃,保证冷钠池支承结构不会出现较大的热冲击。该模拟计算结果可为CEFR在一台一回路泵停运非对称工况下的安全运行提供重要三维数值参考。
王悦荟[4]（2021）在《核主泵入流畸变特性及其控制方法研究》文中提出核能作为未来应对全球性的能源紧缺极具潜力的清洁能源发展迅速,核主泵是维持核岛内系统正常运行的关键设备。基于AP1000的非能动设计理念,核主泵的入口不再设置整流长管路。这种独特的布置改动由于缺乏过渡管道,从蒸汽发生器流出的高温高压流体不经整流直接倒灌进核主泵,使核主泵的入流不再是设计时假定的均匀入流,而是形成入流畸变。AP1000核主泵设计寿命60年,如此长的使役周期内蒸汽发生器引起的核主泵入流畸变始终存在。核主泵的入流受蒸汽发生器下封头的影响,其几何形状相比弯管而言更加复杂。与此同时,AP1000单台核主泵的功率为5.2 MW,每个反应堆有4台核主泵同时运转,入流畸变引起的核主泵能量损失是巨大的。因此为避免核主泵在长期使役过程中发生入流畸变导致的叶片疲劳破坏,同时指导国产化核主泵的自主设计,迫切需要揭示蒸汽发生器引起的核主泵入流畸变形成机制,以及入流畸变对核主泵叶片水力动载的影响规律。本文基于973计划研究项目,针对核主泵与蒸汽发生器间的流场耦合效应的关键问题,提出了全面表征入流畸变的方法,揭示了入流畸变的形成机制及其演化规律;研究了入流畸变特性及其对核主泵的泵内流场造成的影响。相关研究成果对于我国核电设备的自主研发和未来长期使役的安全运行具有重要的理论意义和应用价值。主要研究内容及结果如下:（1）设计并搭建了联合测试试验平台,建立了蒸汽发生器下封头与核主泵联合计算域,从试验和模拟两方面探究了由蒸汽发生器下封头引起的入流畸变对核主泵进口流场产生的影响。试验结果发现,受蒸汽发生器下封头出口脱流影响,在核主泵的入口截面存在一个近似恒定的局部低压区,局部低速区以及偏心分布的漩涡区。与此同时,沿周向和径向,核主泵的入口位置的轴向速度分布均大于平均速度的40%;验证了蒸汽发生器导致的入流畸变在泵的进口处的存在,且得到了蒸汽发生器下封头所引起的入流畸变速度分布。进一步仿真分析泵内流场细节,通过对比入流畸变和入流均匀两种情况下的主泵流场各特性得出:入流畸变降低了核主泵的扬程和效率,引起了湍动能、湍流耗散的局部高值,说明由蒸汽发生器致入流畸变恶化了核主泵的泵内流场。在入流畸变条件下,叶轮轴向力的增加了1.1倍,轴向力变化幅度增加了10.1倍,叶轮径向力增大了2.8倍,径向力的变化幅度增大了3.5倍。此外,径向力的方向改变了90度,说明入流畸变既改变了泵内流体受载值的大小又改变了受载的方向。同时说明受蒸汽发生器出口脱流影响,在核主泵的入口截面存在一个近似恒定的大范围低压区,使轴向力降低,但当旋转的叶片周期性地掠过该低压区时会受到一个轴向上的脉冲载荷,使轴向力波动增大。（2）采用正则化螺旋分析方法分析了核主泵内流向涡的运动结构,从涡角度分析了由入流畸变引起的泵内流场恶化的原因。由入流畸变产生的涡,跟随着流体向叶轮方向运动,叶轮各流道产生不对称的、甚至旋向相反的涡核区域,说明入流畸变对主泵流场产生了不利的影响,叶轮流道内流场的对称性被打破,降低了叶轮的稳定性。进一步地,提出了一种基于伴随求解的复杂几何域与入流畸变间影响关系的分析方法,揭示了对入流畸变影响最显着的区域集中在蒸汽发生器下封头与核主泵入水管的相贯区。提出了速度畸变度、平均偏流角、漩涡畸变度三个指标全面评价由蒸汽发生器下封头导致的入流畸变,量化了核主泵的入流畸变现象,全面反映了入流畸变的流态特征,为全面评价入流畸变特性提供了重要参考。（3）基于对入流畸变形成机制的分析,提出了改善入流畸变对核主泵的泵内流场负面影响的方案思路。提出了一种基于抑制转角脱流的低入流畸变抑制控制方法。通过计算和试验比较叶轮出口的流场情况,验证了优化方案的可行性,该方案达到了降低入流畸变进而减小叶轮载荷的目的。并基于准牛顿优化算法得到了挡板装置的参数计算经验公式,便于在短时间内确定最佳化的设计关键尺寸。
王坤,董秀臣,刘海鹏,张鑫,袁江涛[5]（2020）在《小型压水堆压力容器内部三维流场计算》文中进行了进一步梳理反应堆安全分析过程中,获得反应堆压力容器内部准确的流场至关重要。以小型压水堆为研究对象,运用计算流体力学（CFD）方法对反应堆压力容器内部流场进行计算分析,获得燃料组件流量分配和下封头混合特性。结果表明:两泵高速对称入口条件下,燃料组件流量分配系数最大值为1.032,最小值为0.934,且流量整体分布呈现"中间大、边缘小"的特点;一泵高速非对称入口条件下,下封头流动漩涡增强,燃料组件流量分配的不均性增大;下封头混合特性计算得到堆芯入口冷却剂流量混合因子最小值为0.022,下封头冷却剂混合能力不足。
范兆京[6]（2020）在《核主泵入口畸变流模型及其性能影响机理研究》文中认为我国自主研发了第三代核电技术“华龙一号”（HPR1000）,该项核电技术和传统的二代核电技术相比,兼具能动与非能动的优势。在HPR1000中,反应堆冷却介质通过蒸汽发生器换热后由双段弯管进入核主泵内,使得核主泵入口产生畸变入流,从而对核主泵性能及系统运行产生不利影响。而之前国内外对核主泵的研究,很少有能考虑到蒸汽发生器下封头以及出口弯管对其性能的影响,并且对弯管中畸变流动的发展规律缺少量化统计。为此,本文采用数值计算和实验相结合的方法,全面考虑核主泵与蒸汽发生器、进口双弯管之间的耦合效应,研究蒸汽发生器以及入口弯管对核主泵水力性能和内部瞬态流动的影响。首先,本文根据三种入流条件选取了三种数值计算流体域模型,并得到了定常结果和系统瞬态流场,将ZH-65型蒸汽发生器与核主泵进行了合理的缩比,对全流体域几何结构进行建模和网格划分,并通过网格无关性验证确定了合适的网格数量。在均匀入流工况下,将缩比模型泵定常计算结果与试验结果进行对比,数值计算结果与试验结果取得良好的一致,验证了所选取计算模型及数值参数设置的准确性。其次,对泵入口前流场进行了分析。在入口管中取不同截面探究管路中流动的发展规律,得到了入流畸变管路变化曲线。结果表明,蒸汽发生器下封头出口处流动已受到扰动,在两个弯肘中产生明显的Dean Vortices。泵入口产生周向非均匀的压力梯度,入口流场的圆周对称性被破坏。较大尺度的入流畸变主要是由入口弯管产生,更易受到结构变化的影响,并且畸变规律更加明显,其沿流动方向显示出更明显的无序趋势,其在局部有微弱波动,但整体呈现出稳定趋势。下封头使得弯管入口流动受到中小尺度扰动。此外,入流畸变使得叶轮流道内产生周向不均匀的流量分配,从而造成压力在叶片进口处的周向不均匀性。核主泵性能受到入流畸变影响较大,设计工况下扬程下降4%,效率下降4.2%,而在1.3Qopt工况扬程与效率下降均达到15%,并且下降率随流量增大而增大。最后,在定常计算基础上对额定工况下泵内部瞬态特性进行了分析。畸变入流工况下,叶片进口监测点1倍叶频脉动峰值要远大于均匀入流工况,这种差异也出现在高于5倍叶频范围内,压力脉动主要受到入口流动畸变的影响,流动结构更加不稳定。由于压力分布不对称,叶轮上的径向力和轴向力波动幅值均有增大,波动更加剧烈。畸变入流工况下,叶轮内部出现了较大分布范围和尺度的涡,并且涡群的发展具有自相似性,占据流道一侧,降低了叶片的工作性能。
江南[7]（2020）在《一体化小型压水堆中熔融物堆芯滞留仿真研究》文中研究指明在IP200小型一体化压水堆的设计方案中,熔融物堆芯滞留（IVR,In vessel melt Retention）措施是保证放射性包络的一道最重要防线。判断IVR成功的基本原则是,下封头壁面向外传热的热流密度,必须低于压力容器外部冷却中当地沸腾的临界热流密度。但在实际的小型堆IVR场景中,真实的熔池热负荷能否低于安全限值,仍有三方面要素值得被仔细斟酌。第一,一体化小堆的自身特性（如堆芯功率密度、冷却剂装量）与事故序列（如安全系统动作、堆芯坍塌时间）,将深刻影响严重事故的早期进程,进而改变下封头内熔池的形成过程。如何考虑事故早期进程对熔池形成的累计效应,将影响熔池的初始热状态准确性。第二,压力容器内熔融物冷却的过程中包含了多个复杂现象的相互作用。如何合理地量化上述现象的耦合效应,将直接影响IVR熔池的流动与传热特性。第三,压力容器外部冷却（ERVC,External Reactor Vessel Cooling）回路中冷水的流动特性,对于熔池散热的影响是不容忽视的。所以,下封头壁外的循环冷却也常被分离于内部熔池作为独立环节进行分析。特别是为自然循环提供驱动力的沸腾模式、以及流动潜在的不稳定性两方面因素的影响。为了解决上述三方面的问题,本文开展了以下相关仿真的研究。首先,本文对IP200反应堆早期事故进程进行仿真研究。该项研究旨在分析事故早期进程对熔池形成过程的影响。使用事故机理性分析程序SCDAP/RELAP5建立了反应堆及安全系统模型,模拟了SLOCA（Small break Loss Of Coolant Accident/小破口事故）叠加ESBO（Extended Station Black Out/长期全厂断电）的极限工况导致的严重事故进程。从堆芯退化一直分析至IVR状态,充分考虑熔化、坍塌等早期现象对熔池初始状态的影响。此外,讨论了IP200自身设计特征与模型差异性对熔池最大热负荷的影响。结果显示,IP200堆的单位热功率储水量较低,严重事故场景下堆芯退化进程发生得很快,从堆芯开始裸露直至局部熔化大约历时9500s。但在熔池形成过程中,堆芯组件并未完全坍塌。该项结论为评价一体化小堆安全分析的包络性提供了可靠参考。其次,对IVR熔池自身的流动传热特性进行了仿真研究。由于在机理性程序SCDAP分析中,无法保证一定能模拟出堆芯组件全部熔化坍塌时的最严重熔池场景。因此,这里有针对性地创建了三种新型熔池仿真模型,分别编制程序,用于评估IP200反应堆完全坍塌时不同的IVR特性,包括:瞬态传热特性、流场分布特性、以及分层构型特性。针对熔池瞬态传热特性,本文基于经验关系式的自然对流模型和等温凝固假设下的移动边界模型,创建了熔池瞬态传热分析程序。以LIVE-L5L熔盐实验为对象进行基准题验证计算。特别的,对动态过程中硬壳增长率的计算结果重点讨论。结果显示,等温假设下的移动边界法对于计算熔池边界上的凝固是适用的。由于引入了额外的线性假设使控制方程封闭,单层网格就能获得稳定的凝固界面追踪效果。针对熔池流场特性,研究基于单相自然对流CFD模型与焓守恒相变转换模型,构建出熔池传热与流动的精细化分布参数仿真程序。以BALI切片实验的两个不同稳态工况为基准题,验证了模型与算法适用性。然后,以IP200堆为对象进行熔池试算,依据云图与矢量图讨论了内热功率对流场分区的影响。结果显示,内热增大时,更多的高温流体将汇聚于顶部,将加剧顶部流场的涡旋结构,也削弱底部热分层效应。由于某些情况下,熔融混合物可能会出现金属相与氧化相的分层,进而改变熔池的分层结构。针对熔池分层构型特性,研究基于最终包络状态（FIBS-FInal Bounding State）概念开发了分层熔池构型的传热估算模型。模型中较全面地考虑了两层、三层、水池熔池构型。研究定量分析了氧化层内热功率与金属层特征高度对热负荷分布的影响。也讨论了重金属质量成分、水层膜态沸腾对峰值热流密度的作用效果。这些模型分别实现了凝固相变、流场演化、成层分布三个现象层面的性能突破,可以作为一种较为准确的瞬态熔池分析工具,并入系统级安全分析程序中。最后,对熔池外部ERVC回路中自然循环的流动不稳定性进行了仿真研究。使用热工水力程序RELAP5对ERVC的开式循环瞬态流动特性进行了分析,讨论了流动与传热的反馈机制。对比REPEC实验中低加热循环工况进行稳态验证,评价模型对加热段内过冷沸腾引起的两相自然循环现象的适用性。使用RELAP5对IP200堆的ERVC系统建立切片模型,并对自然循环的瞬态流动进行模拟。划分了不稳定流动的高、低过冷度边界,并依据震荡规律对加热段内过冷沸腾引发的流动不稳定性进行机理解释。结果显示,随着入口欠热度降低,自然循环将依次出现稳定-不稳定-稳定的流动状态过渡。增加背压会降低自然循环流量,整体压缩不稳定范围。减小进口阻力系数将增大循环流量,不稳定边界均会向功率升高的方向偏移。该研究也为ERVC回路内的自然循环流动机理研究提供了切入点与分类准则。本文通过仿真手段,不仅研究了反应堆宏观结构特性、微观机理特性对熔池传热的影响,也给出了IVR中关键参数的具体数值。此外,本文还初步搭建一套关于小型堆IVR研究的体系方案,旨在为工程小型堆的工程设计提供参考。
王聪[8]（2020）在《快堆堆内中心测量柱热冲击下流固热耦合特性的研究》文中指出快堆中心测量柱是快堆中重要设备旋塞的关键部件,它担负着为控制棒提供升降通道、屏蔽堆芯出口的热振荡和热冲击从而保护内部贯穿结构的功能,对于反应堆的安全运行十分重要。钠冷快堆堆芯的停堆温度远低于堆芯的运行温度,在快堆事故工况下,堆芯出口钠的温度将经历由高温向低温的迅速转变,最高温差可达140摄氏度在左右,温降速率最高达到14摄氏度每秒,中心测量柱将承受由于堆芯出口钠温度剧烈下降对结构造成的热冲击。较大热冲击产生的热应力可能会超越材料本身的屈服极限,引起中心测量柱的热疲劳与热老化,甚至会使中心测量柱失效,直接影响反应堆的安全运行。由于钠冷快堆的运行经验比较少,国内外对于快堆中心测量柱热冲击下的热应力以及疲劳寿命的研究较少,国内学者直接将简化温度场加载到中心测量柱下封头进行应力分析,这种分析方法没有进行事故工况下的流场分析,对快堆整个事故工况的过程分析不够全面,而且对于中心测量柱结构只是分析了下封头,没有进行整体的分析。本文将对事故工况下的流场以及温度场进行分析,对下封头以及筒体的整体结构进行热应力以及疲劳寿命分析,并与国内学者的分析方法进行对比。本文基于流固耦合的方法对中心测量柱应力场以及疲劳评价进行分析,首先对无包覆层结构进行建模,利用FLUENT模拟快堆在事故工况下堆芯出口液态钠与中心测量柱的流固耦合,提取中心测量柱壁面的整体温度作为温度载荷,再利用ANSYS Workbench中的应力计算模块,计算在事故工况下,中心测量柱在无包覆层条件下由于热冲击产生的热应力,并根据ASME设计规范提供的方法进行疲劳分析,发现无包覆层结构会在设计寿命内失效。由于无包覆层结构无法达到设计寿命要求,对包覆层结构进行建模,将相同的温度载荷加载到包覆层结构进行应力计算以及疲劳寿命分析,得出包覆层结构可以满足设计寿命要求,并将计算结果与无包覆层结构的计算结果进行对比,分析中心测量柱在设计寿命内的疲劳损伤情况以及包覆层对热冲击的屏蔽作用。
赵伟,李燕,杜思佳,余志伟,夏欣,李浩,王尚武[9]（2019）在《华龙一号反应堆下腔室结构优化设计》文中研究说明在华龙一号反应堆结构设计中,为提高反应堆结构的安全性,将堆芯测量探测器从反应堆下腔室引出改为从反应堆压力容器顶盖引出,下腔室结构发生改变,影响了堆芯入口流场的均匀性,故需要重新设计下腔室搅混结构以使流场分布均匀。通过对比百万千瓦级国产化二代改进型压水堆（CNP1000）、百万千瓦级先进非能动型压水堆（AP1000）及欧洲先进压水堆（EPR）3种堆型反应堆下腔室结构,结合华龙一号自身下腔室结构特点,借鉴其他堆型以及提出新型结构,共提出了4种结构优化方案,分别对不同方案进行建模幵利用计算流体力学（CFD）分析软件进行计算,从结构、制造、安装及流场分析等方面对4种新型下腔室搅混结构和CNP1000下腔室搅混结构进行对比分析,得出采用流量分配板结构的反应堆下腔室搅混结构为最优方案,其既能均匀搅混下腔室流场,又能使堆芯入口流量分配均匀。
郭超,魏超,田欣鹭,万霞,李铁萍[10]（2018）在《压水反应堆下腔室流动特性数值模拟分析》文中进行了进一步梳理压水反应堆冷却剂在下腔室内的流动间接影响着堆芯功率分布的变化,为了掌握某新型反应堆下腔室设计的内部冷却剂流动特性并获取重要的流动参数数据,采用ANSYS WORKBENCH建立了下腔室原型结构的三维全尺寸计算模型,利用计算流体力学程序CFX对冷却剂在下腔室内的流动过程进行了数值模拟,获得了最佳估算流量条件下的下腔室内部流场和压力场分布,以及下腔室出口区域的流量分配以及典型结构的压降。计算结果表明该反应堆下腔室的冷却剂出口流量整体分配均匀,但呈现从中心区域到边缘区域的缓慢衰减;内部冷却剂流动导致的最大压力出现在四个径向支承块位置;下腔室内部典型结构的流动阻力大小依次为二次支承组件,均流板和堆芯支承下板。
二、反应堆压力容器下封头三维流场计算（论文开题报告）
（1）论文研究背景及目的
此处内容要求：
首先简单简介论文所研究问题的基本概念和背景，再而简单明了地指出论文所要研究解决的具体问题，并提出你的论文准备的观点或解决方法。
写法范例：
本文主要提出一款精简64位RISC处理器存储管理单元结构并详细分析其设计过程。在该MMU结构中,TLB采用叁个分离的TLB,TLB采用基于内容查找的相联存储器并行查找,支持粗粒度为64KB和细粒度为4KB两种页面大小,采用多级分层页表结构映射地址空间,并详细论述了四级页表转换过程,TLB结构组织等。该MMU结构将作为该处理器存储系统实现的一个重要组成部分。
（2）本文研究方法
调查法：该方法是有目的、有系统的搜集有关研究对象的具体信息。
观察法：用自己的感官和辅助工具直接观察研究对象从而得到有关信息。
实验法：通过主支变革、控制研究对象来发现与确认事物间的因果关系。
文献研究法：通过调查文献来获得资料，从而全面的、正确的了解掌握研究方法。
实证研究法：依据现有的科学理论和实践的需要提出设计。
定性分析法：对研究对象进行“质”的方面的研究，这个方法需要计算的数据较少。
定量分析法：通过具体的数字，使人们对研究对象的认识进一步精确化。
跨学科研究法：运用多学科的理论、方法和成果从整体上对某一课题进行研究。
功能分析法：这是社会科学用来分析社会现象的一种方法，从某一功能出发研究多个方面的影响。
模拟法：通过创设一个与原型相似的模型来间接研究原型某种特性的一种形容方法。
三、反应堆压力容器下封头三维流场计算（论文提纲范文）
（1）基于“两流体+湍流”模型的蒸汽发生器三维热工水力数值模拟（论文提纲范文）
| 摘要 |
| Abstract |
| 主要符号表 |
| 第1章 绪论 |
| 1.1 研究的目的和意义 |
| 1.2 国内外研究现状 |
| 1.2.1 实验研究现状 |
| 1.2.2 数值研究现状 |
| 1.2.3 研究现状小结 |
| 1.3 主要研究内容 |
| 第2章 理论与方法 |
| 2.1 蒸汽发生器两流体计算模型 |
| 2.2 一、二次侧热量传递 |
| 2.2.1 一、二次侧耦合换热 |
| 2.2.2 传热热阻计算 |
| 2.3 流动压降计算 |
| 2.4 湍流模型 |
| 2.4.1 选择湍流模型依据 |
| 2.4.2 Van Der Welle湍流模型 |
| 2.5 两相相变模型 |
| 2.5.1 汽泡热力学 |
| 2.5.2 汽泡动力学 |
| 2.5.3 两相界面传递特性 |
| 2.6 本章小结 |
| 第3章 数值方法及程序开发 |
| 3.1 数值离散方法 |
| 3.1.1 控制方程离散 |
| 3.1.2 速度压力修正 |
| 3.1.3 边界条件 |
| 3.2 多孔介质计算方法及验证 |
| 3.2.1 多孔介质参数计算 |
| 3.2.2 计算方法流程 |
| 3.2.3 方法验证 |
| 3.3 水和蒸汽物性参数计算方法及验证 |
| 3.3.1 计算理论模型 |
| 3.3.2 热力学物性参数计算 |
| 3.3.3 热迁移物性参数计算 |
| 3.3.4 程序结构 |
| 3.3.5 程序验证 |
| 3.4 程序编制 |
| 3.5 本章小结 |
| 第4章 程序验证 |
| 4.1 实验简介及主要参数 |
| 4.2 对实验建模与分析 |
| 4.2.1 对比计算模型 |
| 4.2.2 对比结果及讨论 |
| 4.3 本章小结 |
| 第5章 程序应用 |
| 5.1 蒸汽发生器主要技术参数 |
| 5.2 程序计算模型 |
| 5.2.1 计算模型及控制体 |
| 5.2.2 边界条件与换热面积 |
| 5.3 计算结果及分析 |
| 5.3.1 满负荷下计算结果分析 |
| 5.3.2 不同工况下计算结果分析 |
| 5.4 本章小结 |
| 第6章 总结 |
| 6.1 研究结论 |
| 6.2 创新点 |
| 6.3 展望 |
| 参考文献 |
| 攻读博士学位期间发表的论文及其它成果 |
| 攻读博士学位期间参加的科研工作 |
| 致谢 |
| 作者简介 |
（2）基于源项法的闭式回路对核主泵性能影响研究（论文提纲范文）
| 摘要 |
| Abstract |
| 1 绪论 |
| 1.1 研究背景及意义 |
| 1.2 国内外研究现状 |
| 1.2.1 入流畸变对旋转设备影响研究现状 |
| 1.2.2 核主泵闭式循环回路研究现状 |
| 1.3 目前存在的不足 |
| 1.4 本文研究的主要内容 |
| 2 数值计算基本理论及模型建立 |
| 2.1 流动基本方程及计算流程 |
| 2.2 核主泵闭式循环回路动量源项法 |
| 2.3 核主泵性能数值计算方法及实验验证 |
| 2.4 核主泵相似换算准则 |
| 2.5 本章小结 |
| 3 1:2.5 简化闭式缩尺回路数值计算 |
| 3.1 数值计算设置 |
| 3.2 闭式回路源项位置对计算结果的影响 |
| 3.3 开式结构和闭式回路数值计算结果 |
| 3.3.1 稳态数值计算结果 |
| 3.3.2 瞬态数值计算结果 |
| 3.4 本章小结 |
| 4 1:2.5真实闭式回路缩尺模型数值计算 |
| 4.1 1:2.5真实闭式回路数值计算设置 |
| 4.2 稳态计算结果 |
| 4.3 瞬态计算结果 |
| 4.4 本章小结 |
| 5 1:1 真机回路稳态数值计算 |
| 5.1 真机回路数值计算设置 |
| 5.2 真机回路稳态数值计算结果 |
| 5.3 本章小结 |
| 结论与展望 |
| 参考文献 |
| 攻读硕士学位期间发表学术论文情况 |
| 致谢 |
（3）一台一回路泵停运非对称工况下池式钠冷快堆三维瞬态热工水力特性研究（论文提纲范文）
| 摘要 |
| ABSTRACT |
| 第1章 绪论 |
| 1.1 研究背景及意义 |
| 1.2 国内外研究现状 |
| 1.3 本文研究工作 |
| 第2章 计算模型及计算方法 |
| 2.1 几何建模及网格划分 |
| 2.2 计算方法介绍 |
| 2.3 初始条件和边界条件介绍 |
| 第3章 泵停运叠加失厂外电工况计算结果与分析 |
| 3.1 运行初始工况结果与分析 |
| 3.2 流场计算结果与分析 |
| 3.3 温度场计算结果与分析 |
| 3.4 与泵停运叠加单环路排余热工况的对比 |
| 第4章 总结 |
| 4.1 研究结论 |
| 4.2 创新点 |
| 4.3 后续工作展望 |
| 参考文献 |
| 攻读硕士学位期间发表的论文及其它成果 |
| 致谢 |
（4）核主泵入流畸变特性及其控制方法研究（论文提纲范文）
| 致谢 |
| 摘要 |
| Abstract |
| 符号表 |
| 1.绪论 |
| 1.1 研究背景 |
| 1.1.1 核主泵的结构发展情况 |
| 1.1.2 AP1000核主泵性能与设计要求 |
| 1.1.3 AP1000核主泵特殊点及存在的问题 |
| 1.2 研究现状 |
| 1.2.1 入流畸变对常规泵水力特性的影响研究进展 |
| 1.2.2 入流畸变对常规泵水动力特性的影响研究进展 |
| 1.2.3 入流畸变对核主泵性能的影响研究进展 |
| 1.3 本文研究的主要内容 |
| 2.核主泵入流畸变的试验研究 |
| 2.1 下封头与核主泵联合试验测试平台的搭建 |
| 2.1.1 联合测试平台设备组成 |
| 2.1.2 联合测试平台测量方法 |
| 2.1.3 联合测试平台数据采集 |
| 2.2 蒸汽发生器换热管内流量分配试验研究 |
| 2.3 联合测试平台压力脉动试验研究 |
| 2.4 联合测试平台入流畸变试验研究 |
| 2.5 本章小结 |
| 3.核主泵入流畸变对泵性能影响的研究 |
| 3.1 联合模型过流部件建模及网格划分 |
| 3.1.1 水力部件设计参数 |
| 3.1.2 联合模型网格划分 |
| 3.2 联合模型数值计算方法 |
| 3.2.1 控制方程及湍流模型 |
| 3.2.2 参数设置及边界条件 |
| 3.2.3 网格无关与时间无关验证 |
| 3.2.4 仿真模型与试验结果对比 |
| 3.3 联合模型水力特性分析 |
| 3.4 联合模型水动力特性分析 |
| 3.5 联合模型长期高温蠕变预估分析 |
| 3.6 本章小结 |
| 4.核主泵入流畸变形成机制及变化规律的研究 |
| 4.1 核主泵入流畸变涡结构辨识 |
| 4.2 核主泵入流畸变的形成机制研究 |
| 4.2.1 入流畸变数值计算与试验验证 |
| 4.2.2 入流畸变叶轮进口流场的不均匀特性分析 |
| 4.2.3 入流畸变下叶轮进出口轴面速度分布规律分析 |
| 4.2.4 入流畸变基于伴随求解的复杂几何域分析 |
| 4.3 核主泵入流畸变的变化规律研究 |
| 4.4 本章小结 |
| 5.基于抑制转角脱流的低入流畸变抑制控制方法 |
| 5.1 多孔挡板结构的设计 |
| 5.1.1 设计思路 |
| 5.1.2 挡板结构 |
| 5.2 流场优化前后对比 |
| 5.2.1 优化前后水力特性的对比分析 |
| 5.2.2 优化前后水动力特性的对比分析 |
| 5.2.3 优化前后的核主泵模型试验对比验证 |
| 5.3 挡板设计经验公式 |
| 5.4 本章小结 |
| 6.总结与展望 |
| 6.1 总结 |
| 6.2 展望 |
| 参考文献 |
| 作者简介与攻读博士期间取得的科研成果 |
（6）核主泵入口畸变流模型及其性能影响机理研究（论文提纲范文）
| 摘要 |
| Abstract |
| 主要符号说明 |
| 第1章 绪论 |
| 1.1 课题研究背景及意义 |
| 1.2 核主泵概述 |
| 1.3 核主泵堆型简介 |
| 1.4 国内外研究现状 |
| 1.4.1 入流畸变对旋转机械性能影响研究 |
| 1.4.2 泵内非定常流动及其激励机制的研究进展 |
| 1.5 本文研究内容 |
| 1.6 本课题来源 |
| 第2章 三维湍流流场数值理论 |
| 2.1 湍流控制方程 |
| 2.2 湍流模拟方法及湍流模型 |
| 2.2.1 湍流模拟方法 |
| 2.2.2 本文所用湍流模型 |
| 2.3 本章小结 |
| 第3章 核主泵入流畸变模型及计算设置 |
| 3.1 核主泵系统及基本参数 |
| 3.1.1 模型缩比换算 |
| 3.1.2 核主泵模型参数 |
| 3.2 核主泵全流域水体建模及网格划分 |
| 3.2.1 蒸汽发生器下封头 |
| 3.2.2 入口管 |
| 3.2.3 叶轮 |
| 3.2.4 径向导叶 |
| 3.2.5 半球形压水室 |
| 3.3 核主泵耦合系统数值模拟分析过程 |
| 3.3.1 计算模型及边界条件 |
| 3.3.2 数值模拟设置 |
| 3.3.3 数值模拟无关性验证 |
| 3.3.4 计算模型试验验证 |
| 3.4 本章小结 |
| 第4章 入流畸变对核主泵入口流场及性能影响 |
| 4.1 入口管路流场分析 |
| 4.1.1 入口管路流场稳态分析 |
| 4.1.2 入流畸变发展规律 |
| 4.2 核主泵入口流场分析 |
| 4.3 核主泵水力性能分析 |
| 4.3.1 流量分配 |
| 4.3.2 入流畸变对性能影响 |
| 4.4 本章小结 |
| 第5章 入流畸变对核主泵内部瞬态流动影响 |
| 5.1 非定常数值模拟 |
| 5.1.1 湍流模型及边界条件 |
| 5.1.2 监测点设置 |
| 5.1.3 时间步长无关性验证 |
| 5.2 核主泵流场压力脉动分析 |
| 5.2.1 傅里叶变换 |
| 5.2.2 入口管压力脉动 |
| 5.2.3 叶轮流场压力脉动 |
| 5.2.4 导叶流场压力脉动 |
| 5.3 入流畸变对核主泵内流场的影响 |
| 5.3.1 叶轮入口瞬态流场分析 |
| 5.3.2 基于DDES模型的叶轮三维涡结构分析 |
| 5.4 入流畸变对核主泵转子受力的影响 |
| 5.4.1 入流畸变对转子轴向力影响 |
| 5.4.2 入流畸变对转子径向力影响 |
| 5.5 本章小结 |
| 第6章 总结与展望 |
| 6.1 总结 |
| 6.2 展望 |
| 参考文献 |
| 致谢 |
| 附录 A 攻读学位期间所发表的学术论文 |
（7）一体化小型压水堆中熔融物堆芯滞留仿真研究（论文提纲范文）
| 摘要 |
| abstract |
| 符号注释表 |
| 第1章 绪论 |
| 1.1 研究背景与意义目的 |
| 1.2 国内外研究现状 |
| 1.2.1 核事故早期进程研究 |
| 1.2.2 堆内熔融物滞留研究 |
| 1.2.3 下封头外循环冷却研究 |
| 1.3 本文主要工作 |
| 第2章 IP200反应堆早期事故进程仿真 |
| 2.1 系统与模型介绍 |
| 2.1.1 反应堆与安全系统介绍 |
| 2.1.2 仿真模型介绍 |
| 2.2 热工水力进程仿真(案例1) |
| 2.2.1 喷放阶段 |
| 2.2.2 回流阶段 |
| 2.2.3 循环冷却阶段 |
| 2.3 堆芯退化进程仿真(案例2) |
| 2.4 IVR熔池仿真分析(案例2) |
| 2.4.1 瞬态传热分析 |
| 2.4.2 结构参数讨论 |
| 2.4.3 敏感分析 |
| 2.5 本章小结 |
| 第3章 IVR熔池瞬态传热模型研究 |
| 3.1 熔池模型介绍 |
| 3.1.1 熔池自然对流模型 |
| 3.1.2 凝固相变模型(移动边界法) |
| 3.1.3 窄缝间隙模型 |
| 3.1.4 压力容器壁面模型 |
| 3.1.5 熔池顶部辐射模型 |
| 3.1.6 计算流程与前提条件 |
| 3.2 实验验证 |
| 3.2.1 实验介绍 |
| 3.2.2 模型讨论 |
| 3.3 IP200熔池传热计算 |
| 3.3.1 熔池初始状态 |
| 3.3.2 瞬态计算结果 |
| 3.3.3 温度与热阻的讨论 |
| 3.4 本章小结 |
| 第4章 熔池流场分布CFD模型研究 |
| 4.1 熔池模型简介 |
| 4.1.1 液相熔融物模型 |
| 4.1.2 凝固区与上边界模型 |
| 4.1.3 程序求解逻辑 |
| 4.2 实验验证 |
| 4.2.1 BALI实验简介 |
| 4.2.2 网格无关性验证 |
| 4.2.3 壁函数分析 |
| 4.2.4 实验对比分析 |
| 4.3 IP200熔池流场仿真 |
| 4.3.1 熔池基本参数 |
| 4.3.2 仿真结果分析 |
| 4.4 本章小结 |
| 第5章 分层熔池热估算模型研究 |
| 5.1 分层熔池模型介绍 |
| 5.1.1 两层模型 |
| 5.1.2 重金属从层模型 |
| 5.1.3 水层模型 |
| 5.1.4 经验关系式 |
| 5.1.5 程序求解逻辑 |
| 5.2 AP600基准题验证 |
| 5.3 IP200两层熔池结构计算 |
| 5.3.1 热裕度评价 |
| 5.3.2 衰变热功率的影响 |
| 5.3.3 轻金属质量的影响 |
| 5.4 IP200其他成层结构计算 |
| 5.4.1 重金属层结构 |
| 5.4.2 水层结构 |
| 5.5 本章小结 |
| 第6章 ERVC自然循环流动特性研究 |
| 6.1 模型适用性验证 |
| 6.2 ERVC瞬态流动仿真 |
| 6.2.1 系统与模型简介 |
| 6.2.2 自然循环流动特性 |
| 6.2.3 震荡流型分析 |
| 6.3 敏感参数分析 |
| 6.3.1 加热功率 |
| 6.3.2 安全壳压力 |
| 6.3.3 加热段进口阻力系数 |
| 6.3.4 上升段高度 |
| 6.4 本章小结 |
| 结论 |
| 本文主要结论 |
| 本文创新点 |
| 参考文献 |
| 攻读博士学位期间发表的论文和取得的科研成果 |
| 致谢 |
（8）快堆堆内中心测量柱热冲击下流固热耦合特性的研究（论文提纲范文）
| 摘要 |
| Abstract |
| 第1章 引言 |
| 1.1 研究背景及意义 |
| 1.2 对于流固耦合以及热冲击的研究现状 |
| 1.3 本文的研究内容与结构安排 |
| 第2章 理论与方法 |
| 2.1 流固耦合计算方法简介 |
| 2.2 基于有限元分析对热应力的计算方法简介 |
| 2.3 热疲劳与热冲击相关ASME规范简介 |
| 2.3.1 疲劳评定的弹性分析规则 |
| 2.3.2 疲劳的弹性分析方法 |
| 2.3.3 疲劳的非弹性分析方法 |
| 2.4 中心测量柱流固热耦合问题求解的技术路线 |
| 2.5 本章小结 |
| 第3章 中心测量柱几何模型及边界条件 |
| 3.1 中心测量柱几何结构及物性参数 |
| 3.1.1 几何结构 |
| 3.1.2 材料简介 |
| 3.2 网格划分 |
| 3.3 边界条件 |
| 3.3.1 耦合模型边界条件 |
| 3.3.2 应力计算的固体结构约束条件 |
| 3.3.3 应力计算的温度边界条件 |
| 3.4 本章小结 |
| 第4章 中心测量柱流固耦合计算结果与分析 |
| 4.1 流场计算结果 |
| 4.1.1 速度场 |
| 4.1.2 温度场 |
| 4.2 无包覆层结构热应力计算结果 |
| 4.2.1 温度沿厚度方向计算结果 |
| 4.2.2 位移计算结果 |
| 4.2.3 热应力计算结果 |
| 4.2.4 热应力计算结果对比 |
| 4.2.5 无包覆层结构疲劳评价分析 |
| 4.3 包覆层结构热应力计算结果 |
| 4.3.1 包覆层结构温度云图 |
| 4.3.2 包覆层结构应力云图 |
| 4.3.3 包覆层结构疲劳评价分析 |
| 4.4 本章小结 |
| 第5章 总结与展望 |
| 5.1 总结 |
| 5.2 创新点 |
| 5.3 后续工作展望 |
| 参考文献 |
| 攻读硕士学位期间发表的论文及其它成果 |
| 致谢 |
（10）压水反应堆下腔室流动特性数值模拟分析（论文提纲范文）
| 1 下腔室结构简述 |
| 2 下腔室计算模型 |
| 2.1 几何模型 |
| 2.2 网格划分及无关性验证 |
| 2.3 输入条件 |
| 3 下腔室流动计算及结果分析 |
| 3.1 下腔室流场 |
| 3.2 下腔室出口流速分布 |
| 3.3 下腔室压力分布 |
| 4 结论 |
四、反应堆压力容器下封头三维流场计算（论文参考文献）
- [1]基于“两流体+湍流”模型的蒸汽发生器三维热工水力数值模拟[D]. 王雨. 华北电力大学(北京), 2021(01)
- [2]基于源项法的闭式回路对核主泵性能影响研究[D]. 李滢玥. 大连理工大学, 2021(01)
- [3]一台一回路泵停运非对称工况下池式钠冷快堆三维瞬态热工水力特性研究[D]. 马翔凤. 华北电力大学(北京), 2021(01)
- [4]核主泵入流畸变特性及其控制方法研究[D]. 王悦荟. 浙江大学, 2021(07)
- [5]小型压水堆压力容器内部三维流场计算[J]. 王坤,董秀臣,刘海鹏,张鑫,袁江涛. 核动力工程, 2020(05)
- [6]核主泵入口畸变流模型及其性能影响机理研究[D]. 范兆京. 兰州理工大学, 2020
- [7]一体化小型压水堆中熔融物堆芯滞留仿真研究[D]. 江南. 哈尔滨工程大学, 2020(04)
- [8]快堆堆内中心测量柱热冲击下流固热耦合特性的研究[D]. 王聪. 华北电力大学(北京), 2020(06)
- [9]华龙一号反应堆下腔室结构优化设计[J]. 赵伟,李燕,杜思佳,余志伟,夏欣,李浩,王尚武. 核动力工程, 2019(02)
- [10]压水反应堆下腔室流动特性数值模拟分析[J]. 郭超,魏超,田欣鹭,万霞,李铁萍. 核科学与工程, 2018(03)