一种SGTR事故下液态铅铋与水蒸气两相流预测方法技术

本发明专利技术属于铅基反应堆技术领域，具体为一种SGTR事故下液态铅铋与水蒸气两相流预测方法。本发明专利技术采用欧拉双流体模型，对铅基堆SGTR事故工况下燃料组件两相流进行预测；首先采用欧拉双流体模型模拟气液两相流动时需要解析相间作用力来封闭控制方程；然后采用开源的OpenFOAM平台对铅基堆SGTR事故工况下燃料组件两相流进行预测。本发明专利技术模型中，每一相都拥有各自的物理属性，可对气泡的直径、相间力、多尺度分布等参数有着更好的描述；同时对高相分数多相流计算有独特的优势。

【技术实现步骤摘要】

本专利技术属于铅基反应堆，具体涉及第四代铅基反应堆中蒸汽发生器管道破裂(sgtr)事故工况下液态铅铋与水蒸气两相流预测方法。

技术介绍

1、在2002年国际第四代反应堆会议中，以铅基快堆(lfr)为代表的六种第四代先进核能系统被正式确立[1]。相比于其他堆型，铅基快堆的结构得到了极大的简化[2]。铅基快堆具有良好的核燃料嬗变能力、优良的经济性以及固有的安全性等优势[3]，目前各国都对其投入了巨大的研发力度。蒸汽发生器(sg)是反应堆系统内核热传输的核心部件。国际上铅基堆通常采用池式结构设计，将堆芯、主泵以及蒸汽发生器一起浸没在一回路主容器冷却剂内[4]。这种设计使得二回路加压水与液态铅铋之间只有蒸汽发生器的传热管一壁之隔。同时为了提高换热面积，蒸汽发生器内有着巨大的管束系统，且传热管两侧存在较大的压差和温差，容易产生较大的热应力与机械应力。在一、二回路流体的振动和腐蚀作用下，传热管成为一回路系统最为薄弱的部分[5]。故蒸汽发生器管道破裂事故(sgtr)发生的可能性不能被忽视。蒸汽发生器管道破裂位置靠近主泵时，水蒸气将会进入堆芯，从而导致燃料组件内形成液态重本文档来自技高网...

【技术保护点】

1.一种SGTR事故下液态铅铋与水蒸气两相流预测方法，其特征在于，采用欧拉双流体模型，对铅基堆SGTR事故工况下燃料组件两相流进行预测；

2.根据权利要求1所述的SGTR事故下液态铅铋与水蒸气两相流预测方法，其特征在于，采用开源的OpenFOAM平台对铅基堆SGTR事故工况下燃料组件两相流进行预测，其主循环包括两个部分，预测部分和循环校正部分，具体步骤为：

【技术特征摘要】

1.一种sgtr事故下液态铅铋与水蒸气两相流预测方法，其特征在于，采用欧拉双流体模型，对铅基堆sgtr事故工况下燃料组件两相流进行预测；

2.根据权利要求1所述的sgtr事故...

【专利技术属性】
技术研发人员：李云翔，杨润生，张有鹏，韩逸文，李悦，蒙璐，李送，黄梓南，
申请(专利权)人：复旦大学，
类型：发明
国别省市：