APWR堆燃料棒热传递的数值计算与研究(2)
时间:2018-03-05 20:10 来源:毕业论文 作者:毕业论文 点击:次
1.1 研究背景 1 1.2 国内外研究现状 2 1.3 本文主要研究工作 3 2 导热偏微分方程 4 2.1 直角坐标系 4 2.2 圆柱坐标系 6 2.3 球坐标系 7 3 不同模型的影响 9 3.1 解析与离散 9 3.2 温度场的数值模拟 12 4 内热源变的影响 19 4.1 控制棒插入深度的影响 19 4.2 燃料棒温度变化的影响 21 5 燃料棒外流场的工程方法 27 5.1 建立模型生成网格 27 5.2 外流场的数值计算 28 总 结 29 致 谢 31 参考文献 32 1 绪论 1.1 研究背景 核能作为当今世界的一种清洁能源，对满足能源的需求、能源结构的调整、减少 环境污染和经济的发展有重要的作用。1954年，第一座核电站在苏联投入运行，标志 着核电时代的到来。 而到今天，全球共有437个核电机组投入运行，总装机量为37530 万千瓦。世界总发电量中核电的发电量占14%。 当前，在对能源的需求、能源结构的改善以及亟须治理雾霾的大背景下，我国对 清洁、高效且不排放二氧化碳和氮氧化物的核电寄予厚望。根据《核电中长期发展规 划》，中国在2020年在运核电机组将达到 5800 万千瓦，在建核电机组将达到 3000 万 千瓦。国家发展和改革委员会正在对核电中长期发展规划进行调整，争取使核电占全 国总发电量的比例在 2020年达到5%以上。 然而核电就像带刺的玫瑰，既可以带来爱情，也可能让人遍体鳞伤。1979年3月 28日，由于设备故障，三里岛核电站2号机组反应堆的冷却水从堆芯容器外溢，导致 反应堆部分毁坏。1986 年 4 月 25 日，切尔诺贝利核电站由于人为操作失误，导致反 应堆过热，燃料棒熔化且蒸汽压力迅速增加引起爆炸和放射性物质的大量泄漏。这是 有史以来最严重的核事故。2011年3月，日本福岛因特大地震继而海啸引发的核泄漏 危机再次敲响了核安全的警钟。因此，对核电站严重事故进行全面分析，从中汲取教 训以确保核电站安全稳定的运行是十分必要的。 纵深防御原则是核电站安全运行的重要指标，它在放射源和人之间设置了燃料芯 块、燃料包壳、压力边界、安全壳四道屏障。由此可见，当反应堆的安全运行时，对 于燃料元件的温度场的研究显得十分重要[1]。 在实际和假设的各个工况下，反应堆反应过程中的热工水力现象十分复杂。由于 在各个工况下进行全面的、完整的试验受到一定的限制，因此遇到复杂的情况时，需 要用到数值计算。安全的分析方法包括确定论分析法和概率论分析法 [2] 。在一个给定 的反应堆活性区内，热的释放率，受传热的限制，而不是受反应堆的限制。正是这个 原因，使得反应堆内的释热和传热过程十分重要。不同的几何形状、运行工况下的热 传导问题，堆芯的产热量和内部的温升规律，设计压力容器时需要对反应堆堆芯的内 部温度场进行研究[3]。 1.2 国内外研究现状 由于CFD的迅速发展， 在对核能系统进行分析的很多领域中都会用到CFD程序。 利用 CFD 对堆芯及组件的流场和温度场、堆芯外的空腔等传热特性进行数值模拟。 (责任编辑：qin) |