论文总字数：29143字

摘 要

福岛核事故后，人们发现由外部供电的冷却系统存在失效的弊端，关注核反应堆外安全壳的完整性以及处理事故时安全壳冷却系统的有效性的同时在不断探究新的方案进行改进。在新一代压水堆核电站中，非能动安全壳冷却系统（PCCS）凭借其不借助外部能量输入的优势很快得到普遍的认可。分离式热管的特性为非能动安全壳冷却系统的设计提供了新的设计思路。

本文基于采用分离式热管的PCCS，并在该系统上进行相应简化，利用Ansys及Fluent软件模拟计算，对系统散热性能进行初步分析。利用控制变量法改变系统中各种影响系统换热量、翅片表面传热系数和翅片肋效率的因素，基于模拟结果得出的数据利用Origin得到他们之间的关系曲线。通过关系曲线进行分析，可以初步证明，采用分离式热管的PCCS具有良好的散热性能，可以较好的应用于核电领域。

关键词：非能动安全壳冷却系统 分离式热管 散热性能

ABSTRACT

After the Fukushima nuclear accident, people found that the cooling system supplied by the external power has the drawbacks of failure, pay attention to the integrity of the outer containment of the nuclear reactor and the effectiveness of the containment cooling system in handling the accident while constantly exploring new solutions to improve. Among the new generation of PWR nuclear power plants, the passive containment cooling system (PCCS) is quickly universally recognized by virtue of its advantage of not relying on external energy input. The characteristics of the separated heat pipe provide a new design idea for the design of the non-active containment cooling system.

This paper analyzes the heat dissipation performance of the system based on the PCCS, of the separated heat pipe and the corresponding simplification on the system, using Ansys and Fluent software simulation calculation. By using the control variable method to change the various factors affecting the heat transfer of the system, the heat transfer coefficient of the fin surface and the efficiency of the fin rib. based on the data obtained from the simulation results, the relationship curve between them is obtained by using the Origin. By analyzing the relationship curve, it can be preliminarily proved that the PCCS with separated heat pipe has good heat dissipation performance and can be used in the field of nuclear power.

KEYWORDS: PCCS；Separate Type Heat Pipe；Heat Dissipation Performance

目 录

摘 要 I

ABSTRACT II

目 录 III

第一章 绪论 1

1.1 研究背景 1

1.2 安全壳PCCS的研究现状 2

1.2.1 钢制安全壳PCCS的研究现状 3

1.2.2 混凝土安全壳PCCS的研究概况 4

1.3 基于分离式热管的PCCS 6

1.3.1 分离式热管的构造与特性 6

1.3.2 数值模拟研究概况 7

1.3.3 实验研究概况 9

1.4 课题研究内容及研究手段 10

1.4.1 研究内容 10

1.4.2 研究手段 10

第二章 模型建立 11

2.1 物理模型 11

2.2 几何模型 11

2.3 边界条件 13

2.4 网格划分 13

第三章 数据处理及分析 16

3.1 对流传热问题数学具体描述 16

3.2 模拟结果后处理 17

3.2.1 相关定性参数简化 17

3.3.2 计算所用参数的定义 17

3.3 模拟云图分析 17

3.4 模拟数据汇总分析 20

3.4.1 风温对散热性能的影响 20

3.4.2 风速对散热性能的影响 23

3.4.3 水体进口温度对散热性能的影响 24

3.4.4 水体进口速度对散热性能的影响 26

第四章 冷凝段空气冷却器设计 28

4.1 基础设定参数 28

4.2 设计及计算过程 29

4.2.1 水定性温度 29

4.2.2 计算总传热量 29

4.2.3 初选空气冷却器的结构及具体参数 29

4.2.4 计算管内膜传热系数 32

4.2.5 计算风机风量和空气出口温度 33

4.2.6 计算翅片膜传热系数 34

4.2.7 各部分热阻数值计算选取 35

4.2.8 计算总传热系数 36

4.2.9 实际传热温差 36

4.2.10 计算传热面积及其校核 36

4.2.11 管内阻力 37

4.2.12 管外阻力 38

4.2.13 计算风机功率 39

第五章 结论与展望 41

5.1 结论 41

5.2 不足及展望 41

参考文献 42

致 谢 45

第一章 绪论

1.1 研究背景

反应堆安全壳作为核电站防泄漏的最后一道屏障^[1]，兼作反应堆堆芯整体建设的围护结构，须保证其在任何时候结构完整以及运行时完全密封，以保护反应堆设备免受外部自然灾害的不利影响，同时也防止内部发生安全事故时放射性物质的泄出。若当反应堆发生重大失水事故，反应堆内部压力与温度将急剧增大，进而造成不可控制的灾害，为保证安全壳内运行稳定，保证安全壳的内部压力与温度处于稳定且设计允许范围，由此，研究者们在反应堆“两道屏障”的基础上提出安全壳冷却系统，也被称为“第三道屏障”。而不同形式的安全壳装配的冷却系统也大不相同。

安全壳按材料可分为钢制安全壳和混凝土安全壳，如图1-1所示。钢制安全壳一般用作第一级安全壳，被第二级混凝土安全壳包裹着，呈球体，故一般也称为钢球安全壳。考虑到安全壳造价昂贵，为降低制造成本，带钢衬的钢筋混凝土单层安全壳首先被提出，但这种壳容易开裂，固在该基础上研究发展出了预应力混凝土安全壳，预应力安全壳不容易开裂，安全的同时更为可靠^[2]。

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