氢气迁移对蒸汽冷凝传热影响的数值分析

含不凝性气体蒸气冷凝传热对于严重事故下的安全壳完整性分析至关重要。已有研究多关注含空气的蒸气冷凝传热特性,而对含氢气-空气条件关注较少,氢气迁移对冷凝传热的影响机制尚未明确。本研究采用数值模拟方法,考察多组分扩散方程在含冷凝相变条件下的适用性,在此基础上,研究传热管近壁区含氢混合气体的迁移特性,及其对冷凝传热的影响。研究表明,管外近壁区存在3种典型气体流态,分别为重力流、分离流和浮力流,气体流态改变会显著影响近壁区气体的对流传质速率,这对于冷凝传热的影响要强于扩散传质,最终导致冷凝传热系数随氢气相对浓度的增加呈现先减小后增大的变化规律。本研究结果对安全壳严重事故下氢气释放后的蒸汽冷凝传热特性评估具有重要意义。

紊流罩破裂失效的力学分析与研究

针对某核电厂阀门紊流罩发生的破裂问题,对其结构失效进行力学分析,探寻部件破坏的根本原因。通过对解体后的紊流罩进行材料失效分析,结合流体力学计算结果,对紊流罩初始缺陷产生的原因进行力学分析评估。基于宏观形貌和微观断口分析,对紊流罩整体结构进行多工况、模态响应、谐响应等力学分析计算,完成裂纹扩展趋势评估。结合力学分析结果,推测罩体出现高频窄幅振荡,导致结构初始损伤缺陷产生,在环向多工况载荷下出现疲劳裂纹,进而扩展破坏。该方法可作为分析结构失效根本原因和破裂失效的有效解决方案,为确保核设施安全提供有力保障。

含有弯头的核级混合管道模型计算

采用PIPESTRESS程序,对含有弯头的核1、2级混合管道模型进行应力分析与评定,比较了单独计算和重启动计算对计算结果的影响。研究表明,单独计算的结果存在偏差,为得到符合规范要求的结果,应采用重启动计算方法。本文可以为3、4代核电厂的管道计算提供参考。