压水堆滞流分支管热分层现象的数值模拟

TL33; 在核电系统热力管道内,热分层现象较为常见,会造成应力集中并引起管道结构变形,进而带来安全隐患.滞流分支管与冷却剂主管道相连接,管内流体与一回路主管道冷却剂存在较大温差,受到湍流渗透和阀门泄漏等因素的影响,分支管内容易发生热分层现象.对滞流分支管热分层的温度变化特性和流动特性进行研究分析,为后续的实验研究和应力分析提供理论依据.建立了滞流分支管模型,在泄漏流量为0.062 kg·s-1、泄漏温度为488.15 K、泄漏压力为6 MPa条件下,采用SST k-ω模型(Shear Stress Transport k-ω model)对滞流分支管热分层现象展开三维数值模拟研究.模拟结果表...

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Published in核技术 Vol. 47; no. 1; pp. 133 - 140
Main Authors 马竞翔, 董世昌, 龚圣捷
Format Journal Article
LanguageChinese
Published 上海交通大学 上海 200240 2024
Subjects
CFD
滞流分支管
Stagnant branch pipe
压水堆
热分层现象
Thermal stratification phenomenon
Pressurized water reactor
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ISSN0253-3219
DOI10.11889/j.0253-3219.2024.hjs.47.010604

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Summary:TL33; 在核电系统热力管道内,热分层现象较为常见,会造成应力集中并引起管道结构变形,进而带来安全隐患.滞流分支管与冷却剂主管道相连接,管内流体与一回路主管道冷却剂存在较大温差,受到湍流渗透和阀门泄漏等因素的影响,分支管内容易发生热分层现象.对滞流分支管热分层的温度变化特性和流动特性进行研究分析,为后续的实验研究和应力分析提供理论依据.建立了滞流分支管模型,在泄漏流量为0.062 kg·s-1、泄漏温度为488.15 K、泄漏压力为6 MPa条件下,采用SST k-ω模型(Shear Stress Transport k-ω model)对滞流分支管热分层现象展开三维数值模拟研究.模拟结果表明:热分层现象容易出现在水平管段,无保温措施及大管径会加剧热分层现象,而弯管段能有效降低截面温差;滞流分支管的水平管段内存在回流现象,而大小头管段结构导致管内流场出现二次回流,回流现象不利于管道内冷热流体的混合,使热分层的影响时间更长.滞流管分支管的热分层现象与等截面管道存在明显区别.
ISSN:0253-3219
DOI:10.11889/j.0253-3219.2024.hjs.47.010604