反应堆压力容器注水热冲击时流动换热的数值模拟研究

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当压水堆一回路冷却剂系统发生破口失水事故时,安全注入系统通过核反应堆压力容器上的安注接管向压力容器下降环腔注入安注冷水,简称“直接安注”.由于注入的安注水温度远远低于一回路系统冷却剂温度,直接安注将导致反应堆压力容器(RPV)遭受严重的承压热冲击(Pressurized Thermal Shock,缩定为PTS).能否确保承压构件在电站寿命期内结构完整,是涉及反应堆冷却系统安全性的关键问题之一.为了研究压水堆PTS热工水力问题,采用1:10比例模型,应用计算流体力学商用软件FLUENT5.4,在广泛流动参数范围内进行了耦合传热数值模拟研究,填补了国内在这个研究领域的空白.
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