安全壳被动冷却系统热管散热性能的数值模拟开题报告

文 献 综 述

1选题背景

2011年日本福岛核事故后，人们开始对核反应堆固有安全性能提出更高要求^[1]，安全壳作为核电站防泄漏的最后一道屏障，保证安全壳的完整性是核电工作者最关注的课题之一^[2]。双层安全壳的设计有效的防止核反应堆内外灾害事故进一步扩展。

一旦发生核反应堆事故如冷却剂事故（LOCA），安全壳冷却系统可以迅速控制安全壳内部压力及温度，并通过换热方式将热量排出，确保反应堆内放射性物质不泄漏到环境外。因此，安全壳内发生事故后，有效的安全壳降温降压手段是保证安全壳完整性的根本措施。

此前，安全壳冷却系统多是由外部发电机进行驱动，而发生福岛核事故的根本原因就是因外部自然灾害破坏了发电设备使得冷却系统失效，从而导致堆芯融毁。如今，专家学者们提出了不依赖外部能量的非能动安全壳冷却系统（PCCS），将其运用到新一代压水堆核电厂中已得到了业界的普遍共识。运用PCCS的安全壳可分为两大类，一是钢制安全壳，一般采取安全壳顶部冷却水箱外部喷淋等安全措施将安全壳内部热量导出，虽然该设计简单，但抵御自然灾害能力较弱，同时缺乏建造经验。二是混凝土安全壳，由于混凝土导热率小，不能依靠自身导热将壳内热量有效导出，因此一般在壳内外安置热交换器。由于热管具有高效换热、非能动性等特性，使其有望在压水堆核电站得以应用^[3]，研究其在安全壳内外的传热特性以满足热量传递需求具有重要的意义和价值。

2国内外发展及研究现状

分离型热管与普通热管相比具有远距离传输的特点^[4]，国内外学者们对基于环路热管的非能动安全壳冷却系统进行了众多研究。从数值模拟到模型建立，从部分到整体。

1995年，Lanchao Li等出于对压水堆的固有安全性的考虑，就已提出采用分离式热管散热方案^[5]。

1997年，M．Leiendecker等人提出设计了基于环路热管两相自然循环的PCCS，基于大量实验运行得到了系统导热能力与安全壳内外温度的经验公式^[6]。

2014年，Masataka Mochizuki等人通过实验设计了一种适用于核电厂的热管式PCCS，通过实验模型得出该系统蒸发段具体参数并加以证明，同时提出初始十分钟通过高位水箱注水以加快堆芯冷却的措施^[7]。

高力通过单管开式PCCS实验系统在低压、低含气率的工况下，研究了自然循环系统在启动和稳态运行时的流动特性。实验结果发现系统启动时流动中的过渡区存在流量不稳定情况，通过建立平均流量计算模型，得到了流动中不稳定与稳定两相流界定标准^[8]。

2017年，李瑜基于模化相似理论设计对非能动安全壳开展研究，研究表明系统自然循环流量和换热系数在实验参数范围内随着安全壳内压力的上升而增大，随热管初始充液率的上升而增大^[9]。

程诚针对基于回路热管技术的非能动安全壳冷却系统开展瞬态特性试验，根据试验数据分析系统在液柱启动方式下自然循环流量、安全壳压力、流动不稳定性等过度特性。得出对于回路热管技术的非能动安全壳冷却系统液柱启动方式具有稳定启动特性，且发现流动不稳定性未对系统换热能力造成明显影响^[10]。

2018年，陶俊等通过原理性试验和系统性热工水力分析程序研究系统启动和稳态运行的流动和传热特性，研究影响系统运行及传热能力的关键因素，验证系统设计的可行性。研究结果表明，该系统的传热性能随安全壳的状态变化有极强的自适应能力^[11]。

李军等基于PCS原理实验台架的比例设计方法分析了热管换热器在安全壳工况下的换热特性及功率极限。结果表明热管换热性能能随冷热端温差的降低而降低，随真空度的提高而提高，且分离式热管单位热端面积换热量较大，有应用于PCCS的潜力^[12]。

孙海彤等采用计算流体力学方法对安全壳小比例模型进行了三维数值模拟，得出了含有分离式热管非能动冷却系统的安全壳内的温度场和流场分布特性。结果表明：安全壳内由于流体浮力大小不同使得高热源上方空间内的速度梯度相对于低热源附近较大；安全壳蒸发段中，换热管热流密度随排数由外向内逐渐增大^[13]。又对内径为80mm的大型分离式热管蒸发段管束内流体流动与传热特性进行了模拟，结果表明：蒸发段管束内流体流型为混搅流，外部对流传热系数与外部流体温度是影响传热系数的主要因素^[14-15]。

马冲根据国内外研究者关于环路热管充液率和蒸发段流动与传热特性的研究结果，在该基础上建立PCCS的模拟实验系统，分析充液率对换热量和传热系数的影响，获得回路热管的最佳充液率^[16]。

3本课题的意义

数值模拟的方法目前对单相流动和传热过程处理相对成熟，应用相似原理和量纲分析简化冷却系统，建立简化后冷却系统的数值模型，同时利用Fluent对换热器内温度场、速度场、压力场进行理论分析计算，获得传热系数随这些因素变化的规律及相关参数取值。为基于热管的非能动安全壳冷却系统的设计和改进提供有价值的参考。

参考文献

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[3]贾凝晰,王洪亮,元一单.应用于压水堆核电站的热管冷却技术研究进展[J].科技视界,2018,32:220-223.

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[6]Leiendecker M,Todreas N E,Driscoll M J,et al.Design and numerical simulation of a twophase thermosyphon loop as a passive containment cooling system for PWRs,[J]．MIT Center for Advanced Nuclear Energy System，Cambridge，1997．

[7] Masataka Mochizuki,Randeep Singh,Thang Nguyen,etc.Heat pipe based passive emergency core cooling system for safe shutdown of nuclear power reactor[J].Applled Themal Engineering,2014:699-706.

[8]高力.PCCS系统自然循环流动特性研究[D].哈尔滨工程大学,2014.

[9]李瑜.先进压水堆非能动安全壳冷却系统实验研究[C].第十五届全国反应堆热工流体学术会议暨中核核反应堆热工水力技术重点实验室学术年会论文集.中国核学会核能动力分会反应堆热工流体专业委员会、中核核反应堆热工水力技术重点实验室:中国核学会,2017:8．

[10]程诚,文青龙,卢东华,等.非能动安全壳冷却系统瞬态特性试验研究[J].核动力工程,2017,38(1):6-9.

[11]陶俊,程诚,谢小飞,等.采用分离式热管的非能动安全壳冷却系统研究[J].原子能科学技术,2018,52(8):1423-1430.

[12]李军,李晓明,朱晨,等.基于分离式热管换热器的非能动安全壳热量导出系统实验研究[J].原子能科学技术,2018,52(3):453-458.

[13]孙海彤,虞斌,涂善东.含热管冷却的核电安全壳自然对流传热模拟[J].化工机械,2018,45(6):747-751.

[14]孙海彤,虞斌,涂善东,等.核电安全壳内分离式热管蒸发段管束流体流动传热模拟[J].石油化工设备,2019,48(2):27-32.

[15]孙海彤,虞斌,涂善东.核电安全壳中分离式热管蒸发段流动沸腾模拟[J].动力工程学报,2018,38(11):941-948.

[16]马冲.环路热管非能动安全壳冷却系统试验研究[D].山东:山东大学,2019.