核反应堆一回路临界流及其结构响应特性分析方法技术

本发明专利技术提出了一种核反应堆一回路临界流及其结构响应特性分析方法，步骤如下：建立核反应堆一次侧管道与破口流道三维流体域几何模型；划分反应堆一次侧管道与破口流道流体域的计算流体力学网格、与之共节点的受冲击结构计算结构力学网格；针对高能流体自破口至受冲击结构的射流问题做计算流体力学模拟，记录高能流体于破口射流出后的流型状态与受冲击结构材料表面压力和温度的时空分布；建立受冲击结构三维固体域几何模型；划分受冲击结构的计算结构力学网格；将材料表面压力和温度时空分布导入至结构力学物理场实现耦合计算，针对射流冲击结构材料的过程进行动力学分析，获得相关应力与应变场，形成一套考虑反应堆内出现破口事故时计算高能流体射流冲击堆内结构的冲击载荷的数值模拟方法。

【技术实现步骤摘要】

本专利技术属于核反应堆，具体涉及一种核反应堆一回路临界流及其结构响应特性分析方法。

技术介绍

1、目前最广泛应用的反应堆堆型为压水反应堆，其一次侧在正常运行过程中具有极高的压力和温度，在发生破口事故时，一次侧高温高压的流体挟带巨大能量喷出，在喷射过程中会发生剧烈的闪蒸现象，冲击反应堆内的结构材料，比如裸露的管道、保温材料、金属连接软管以及电缆，会产生极大的破坏力。

2、目前针对射流冲击这一问题的计算分析，国内外在针对单相水高压射流冲击的理论模型方面已经进行了相当深入的研究，但往往均考虑压力不大于10mpa的单相冷态流体的射流冲击，也未考虑高温下流体的热载荷与闪蒸现象对结构的作用。

技术实现思路

1、为解决上述技术问题，本专利技术的目的在于提供一种核反应堆一回路临界流及其结构响应特性分析方法，一方面能够实现考虑高温高压流体射流过程中伴随剧烈闪蒸的射流冲击现象计算分析，另一方面，能够获得结构材料在高能流体射流冲击作用下的应力应变场分布，可以提供冲击压力的数值范围，可为反应堆内结构材料选材提供参考值。<本文档来自技高网...

【技术保护点】

1.核反应堆一回路临界流及其结构响应特性分析方法，其特征在于：包括如下步骤：

2.根据权利要求1所述的核反应堆一回路临界流及其结构响应特性分析方法，其特征在于：步骤2具体为：将步骤1建立的一次侧管道与破口流道三维流体域几何模型导入至网格生成软件ANSYS Fluent Meshing模块中，选取合适的网格尺寸，划分流体域-固体域共节点网格；将固体域数据去除，即得到流体域的计算流体力学网格。

3.根据权利要求2所述的核反应堆一回路临界流及其结构响应特性分析方法，其特征在于：步骤3具体为：将步骤2中的流体域-固体域共节点网格中的流体域数据去除，即可得到核反应堆受冲击结...

【技术特征摘要】

1.核反应堆一回路临界流及其结构响应特性分析方法，其特征在于：包括如下步骤：

2.根据权利要求1所述的核反应堆一回路临界流及其结构响应特性分析方法，其特征在于：步骤2具体为：将步骤1建立的一次侧管道与破口流道三维流体域几何模型导入至网格生成软件ansys fluent meshing模块中，选取合适的网格尺寸，划分流体域-固体域共节点网格；将固体域数据去除，即得到流体域的计算流体力学网格。

3.根据权利要求2所述的核反应堆一回路临界流及其结构响应特性分析方法，其特征在于：步骤3具体为：将步骤2中的流体域-固体域共节点网格中的流体域数据去除，...

【专利技术属性】
技术研发人员：巫英伟，赵健，章静，苏光辉，吴云昇，廖千禧，秋穗正，田文喜，
申请(专利权)人：西安交通大学，
类型：发明
国别省市：