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IVR-ERVC下压水堆压力容器下封头传热及应力/应变分析

张小英 刘法钰 陈焕栋

张小英, 刘法钰, 陈焕栋. IVR-ERVC下压水堆压力容器下封头传热及应力/应变分析[J]. 核动力工程, 2018, 39(5): 126-132. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.05.0126
引用本文: 张小英, 刘法钰, 陈焕栋. IVR-ERVC下压水堆压力容器下封头传热及应力/应变分析[J]. 核动力工程, 2018, 39(5): 126-132. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.05.0126
Zhang Xiaoying, Liu Fayu, Chen Hu. Heat Transfer and Stress / Strain Analysis of PWR RPV Lower Head under IVR-ERVC[J]. Nuclear Power Engineering, 2018, 39(5): 126-132. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.05.0126
Citation: Zhang Xiaoying, Liu Fayu, Chen Hu. Heat Transfer and Stress / Strain Analysis of PWR RPV Lower Head under IVR-ERVC[J]. Nuclear Power Engineering, 2018, 39(5): 126-132. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.05.0126

IVR-ERVC下压水堆压力容器下封头传热及应力/应变分析

doi: 10.13832/j.jnpe.2018.05.0126

Heat Transfer and Stress / Strain Analysis of PWR RPV Lower Head under IVR-ERVC

  • 摘要: 以某1000 MW压水堆为例,利用二维极坐标热模型分析RPV壁面与双层堆芯熔池和外部冷却水堆腔之间的传热,计算下封头壁面瞬态二维温度场分布和烧蚀情况,同时通过有限元分析程序计算下封头壁面的各瞬态温度场和烧蚀引起的热应力/应变情况,分析压水堆RPV下封头在压力容器内熔融物滞留-压力容器外冷却(IVR-ERVC)下的结构完整性。计算结果表明:①芯熔融坍塌后200 s下封头壁面开始熔融,最薄厚度直线下降;3000 s后熔融区沿下封头内壁呈一片柳叶形状分布;②下封头内表面的吸热热流大于外表面的散热热流,在两层熔池界面处内外表面热流密度达到最大值;③RPV下封头热应力在0~400 s时集中于下封头内壁面;在400 s后,下封头内壁面热应力逐渐减小,形变量逐渐增大,下封头完整性可以得到保证;④2000 s以后,RPV下封头烧蚀损伤处内外壁面均产生应力集中,下封头烧蚀处内外壁应力值均大于许用应力,在2000 s后有可能发生断裂,在烧蚀损伤边缘处可能出现破口。

     

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  • 刊出日期:  2018-10-15

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