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反应堆压力容器直接安注工况下的旁流现象数值仿真分析
被引量:
1
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作者
张明乾
林润
《核科学与工程》
CAS
CSCD
北大核心
2021年第6期1138-1144,共7页
采用直接安注技术的反应堆在发生大破口事故(LB-LOCA)时,从直接安注接管进入压力容器的冷却水会有一部分在反应堆压力容器环腔内高速水蒸汽的夹带下不经过堆芯而从破口冷管段直接流出,这部分旁流量会减少流经堆芯的冷却水,对堆芯安全性...
采用直接安注技术的反应堆在发生大破口事故(LB-LOCA)时,从直接安注接管进入压力容器的冷却水会有一部分在反应堆压力容器环腔内高速水蒸汽的夹带下不经过堆芯而从破口冷管段直接流出,这部分旁流量会减少流经堆芯的冷却水,对堆芯安全性至关重要。本研究以典型百万千瓦级三环路压水堆中一个环路的冷管段发生LB-LOCA事故为例,建立了再淹没阶段的反应堆环腔数值模型,采用CFD方法研究了反应堆内汽液两相流动规律,获得了安注水通过直接安注接管进入压力容器后的旁流份额和环腔内液位的动态变化特性。研究结果表明,计算得到的两相流动特性与类似实验观察到的关键物理现象一致。本研究建立的数值模型和分析方法能够应用在直接安注技术方案论证设计中。
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关键词
直接安注
旁流
两相流
计算流体动力学
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职称材料
题名
反应堆压力容器直接安注工况下的旁流现象数值仿真分析
被引量:
1
1
作者
张明乾
林润
机构
深圳中广核工程设计有限公司工程研发所
出处
《核科学与工程》
CAS
CSCD
北大核心
2021年第6期1138-1144,共7页
文摘
采用直接安注技术的反应堆在发生大破口事故(LB-LOCA)时,从直接安注接管进入压力容器的冷却水会有一部分在反应堆压力容器环腔内高速水蒸汽的夹带下不经过堆芯而从破口冷管段直接流出,这部分旁流量会减少流经堆芯的冷却水,对堆芯安全性至关重要。本研究以典型百万千瓦级三环路压水堆中一个环路的冷管段发生LB-LOCA事故为例,建立了再淹没阶段的反应堆环腔数值模型,采用CFD方法研究了反应堆内汽液两相流动规律,获得了安注水通过直接安注接管进入压力容器后的旁流份额和环腔内液位的动态变化特性。研究结果表明,计算得到的两相流动特性与类似实验观察到的关键物理现象一致。本研究建立的数值模型和分析方法能够应用在直接安注技术方案论证设计中。
关键词
直接安注
旁流
两相流
计算流体动力学
Keywords
Direct vessel injection
Bypass
Two-phase flow
Computational fluid dynamics
分类号
TL364.4 [核科学技术—核技术及应用]
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题名
作者
出处
发文年
被引量
操作
1
反应堆压力容器直接安注工况下的旁流现象数值仿真分析
张明乾
林润
《核科学与工程》
CAS
CSCD
北大核心
2021
1
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