反应堆压力容器安注热冲击瞬态传热与流动规律的研究

反应堆压力容器是核电站最关键的设备，而且是不可更换的设备，因此必须保证其在核电站60年的寿期内绝对安全可靠。当反应堆系统发生失水事故时，必须立即启动紧急安注系统向反应堆注水。在我国新的百万千瓦大型核电站反应堆设计中采用了直接安注的方式，即将安注管直接连接到压力容器，与原先采用的在循环水主管道上间接安注的方式相比，可将三回路系统改为二回路系统，既可保证安注流量，安注的响应也更为灵敏。可是这种注水方式存在着严重的热冲击问题，制约着这一技术在核电技术中的应用，因此世界上各主要工业国家近年来对直接安注热冲击的研究十分重视，正在进行详细的试验和理论研究，开展这一研究对保证大型核电站的安全有着非常重要的意义。

本项目首次针对百万千瓦级先进堆压力容器直接安注这种几何结构型式，对安注时的承压热冲击进行了系统、深入的流动可视化、瞬态传热与流动特性和高温高压下瞬态温度变化的试验研究以及三维数值模拟研究。研究中开发了专门的热流密度计，为确定流体与壁面间的瞬态传热系数提供了新的测量手段。对反应堆压力容器安注接管和下降腔这种具有复杂边界结构的构件内为单相及两相工质流动进行了三维数值模拟，从理论上分析了流动结构对构件温度分布及热应力的影响。

本成果于2002年4月通过教育部主持的鉴定，鉴定意见认为：该项目试验研究与理论计算难度大，所得结果十分宝贵，具有重要的学术意义。该项目的研究具有开拓性，填补了国内空白，达到国际先进水平。本项目的研究结果已应用于我国CNP1000核电站、秦山核电厂二期600MW由日本设计的反应堆压力容器安注热冲击分析计算中。本项研究对保证核电站的安全有重要意义。