[发明专利]一种核电厂系统支管截止阀位置的确定方法

说明书

本发明公开了一种核电厂系统支管截止阀位置的确定方法，包括以下步骤：使用商用计算流体力学软件的几何建模功能参照二代压水堆应急堆芯冷却系统的T型安注管的真实几何结构进行流体域建模；利用商用计算流体力学软件的网格自动划分功能对流体域建立多面体网格模型；确定管内单相水的物理性质及边界和壁面条件并采用雷诺时均纳维尔‑斯托克斯方程进行湍流流动模拟；对得到的收敛的单相水流场进行后处理，进而得到流场的速度矢量图以及单相水的速度分布；对速度矢量图进行分析，确定冲击长度，并最终确定截止阀的位置。

技术领域

本发明属于核电厂系统支管截止阀位置确定技术领域，具体涉及到一种核电厂系统支管截止阀位置的确定方法。

背景技术

在核动力系统中，随处可见T型管结构的存在，例如第二代压水堆中冷热管与安注管的接口处、第三代反应堆AP1000中第四级自动泄压系统(ADS-4)管线与主管道的接管以及核动力系统中发生小破口的主管等，都是可以看作典型的T型结构。但T型结构的存在，对核动力系统的安全具有很大影响，本发明将以应急堆芯冷却系统的T型安注接管为例进行分析。

核反应堆安全一直是核能发展中的重中之重，应急堆芯系统作为反应堆专设安全设施中的重要组成部分，在发生失水事故和蒸汽管道破裂事故时，它具备快速为堆芯提供应急和持续冷却的功能，能够导出堆芯余热、防止堆芯融化、避免放射性物质对外界环境的污染。应急堆芯冷却系统由三个不同压力条件下投入使用的子系统组成：高压安注、蓄压安注、低压安注。这些安注管系与冷管段利用T型管进行联结，正常运行工况下，由T型安注接管上的截止阀隔绝一回路的冷却剂和安注水箱内的水流。

以往针对应急堆芯冷却系统T型安注接管的热工水力分析关注点集中于事故工况下承压热冲击处温度、压力、应力等及其对材料的要求，但是从工程应用上来说，正常运行工况下，T型管连接处的几何特征导致了主管主流在流动过程中持续对支管产生流动冲击，主管与支管内的冷却剂发生动量和热量交换，使得支管内产生多重涡流，涡流会对隔绝一回路及安注箱水流的截止阀进行冲蚀，并持续通过阀门传热至死管段，导致死管段内产生自然循环，甚至发生局部过冷沸腾现象，对阀门表面产生气蚀，影响阀门的密封性及使用寿命，进而影响反应堆的使用寿命及安全。故而，在应急堆芯冷却系统中，合理确定T型安注接管上隔绝一回路冷却剂及安注箱水流的截止阀的位置是极为重要的，保证在安全运行工况下，使主管内主流对支管的冲击最小的影响支管上截止阀的安全性能。

发明内容

本发明的目的在于提供一种核电厂系统支管截止阀位置的确定方法，以应急堆芯冷却系统的T型安注接管为例，使得该方法能够运用计算流体力学手段对应急堆芯冷却系统中主管内主流对安注支管的热冲击进行分析，进而对支管上截止阀的位置进行确定，使截止阀两侧受到的冲蚀破坏最小。

为了达到上述目的，本发明采用如下技术方案：

步骤1：利用商用计算流体力学软件的几何建模功能参照二代压水堆应急堆芯冷却系统内T型安注接管的真实几何结构进行流体域建模；

步骤2：利用商用计算流体力学软件的网格划分功能，在步骤1中所得到的流体域模型中进行网格划分，建立网格模型，该网格模型即为需要求解的计算域；

步骤3：导入网格模型并进行流体物理性质和计算边界条件的设置，具体步骤如下：

步骤3-1：将网格模型导入计算流体软件的稳态求解器中，并将主管道入口设置为计算域入口，主管道出口设置为计算域出口。支管道入口设置为计算域的壁面；

步骤3-2：设定步骤2中所得到的计算域内的流体为单相水并对计算域内的操作压力进行设定；

步骤3-3：在步骤2中的得到的计算域中进行速度边界条件和压力边界条件的设置，具体地，在主管道入口处设定速度边界条件，该速度边界条件以单相水的质量流率来表示；主管道壁面设置为无滑移壁面条件；主管道出口设置为压力出口；支管道入口壁面设置为无滑移壁面条件；支管道壁面设置为无滑移壁面；