AP1000核电站蒸汽发生器主给水管道双端断裂事故下第一跨空间三维流动特性数值模拟

AP1000核电厂第一跨空间内布置了设备冷却水系统(component cooling water system,CCS)驱动泵,能够保证核电厂事故工况下设备冷却水系统、余热排出系统等关键安全系统的正常运行,从而保证核电厂安全.然而在蒸汽发生器主给水管道双端断裂事故下,大量的水会泄放到第一跨空间内,对第一跨空间内的关键设备造成严重威胁.因此,对AP1000核电站蒸汽发生器主给水管道双端断裂事故下第一跨空间内泄放流体三维流动特性进行数值模拟.采用ANSYS系列软件,建立第一跨空间三维模型,基于流体体积模型(volume of fluid model,VOF)计算冷却剂喷放事故下,第一跨空间内流动特性及水位变化规律.计算结果表明,破口水从入口进入第一跨空间后在5.334 m层漫流,绝大部分泄放水通过该层设置的预留开孔流出,部分水在该层堆积.但是,由于设置挡水沿,泄洪水并未漫流到0 m层与-3.8 m层,随着冷却剂喷放引发给水泵跳泵,第一跨空间内水位将逐渐下降,不会造成重要设备防水台的漫流淹没.计算结果对核电厂主要泄洪途径、关键设备布置设计与优化提供了数值参考.     

池式钠冷快堆双环路12%差异非对称功率运行及流量调节缓解工况的三维数值模拟

双环路池式钠冷快堆在部分事故运行工况下,堆本体内一回路的两组环路可能出现非对称功率运行工况,使得钠池内出现特殊的非对称三维热工分布特征,对核电厂的正常运行产生一定影响。基于三维数值模拟方法,对池式钠冷快堆进行全尺寸一体化计算,模拟当一回路两个环路的冷却功率不相等时,一回路主热传输系统的三维热工水力变化。并分析流量分配调节措施对池内非对称运行现象的缓解效果,获取钠池内整体三维温度、流动分布特性。计算结果表明,两环路在12%冷却功率差异的非对称运行条件下,两环路中间热交换器(intermediate heat exchanger, IHX)出口温差可达20℃,经适当的流量分配调节后,可补偿冷却功率差异造成的非对称现象,在较高运行功率下两个环路的温度场可以形成基本稳定的对称分布,两环路IHX出口温差仅约3℃,双环路非对称效应得到有效缓解,关键区域和部件的热工参数可以满足安全要求。三维计算结果是对现有一维、二维计算程序的有力补充,可为核电厂设计、运行提供三维数值参考。