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Numerical Steady Analysis of Fluid-thermal-structural Coupling in U-shaped tube Bundle of PWR Steam Generator
编号：46
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更新：2026-10-21 21:51:46 浏览：4次
口头报告
摘要
蒸汽发生器是加压水反应堆核电站中一次和次级循环热交换的关键设备，其运行中的安全性和有效性对核电系统至关重要。由于蒸汽发生器中热传递管数量众多，许多研究者往往不直接在数值研究中建模它们。取而代之的是使用多孔介质模型来简化它们，并用额外的内部热源和热边界条件代替热传递管来研究蒸汽发生器的热和水力性能。然而，由于忽视了U形管和支撑板的作用，这种简化的研究方法无法揭示蒸汽发生器主侧和次级侧流体-热-结构耦合流动及热传导的实际过程。蒸汽发生器的结构属于大型管束结构的复杂体，支撑板与管子之间有小间隙，其流场包括复杂物理现象，如主侧和次级侧的耦合热传递、二次侧的壁沸和两相流动。本文基于计算流体力学技术，开展关于蒸汽发生器中全尺寸U形传热管热水力问题的稳态数值研究。以CPR1000加压水反应堆蒸汽发生器为研究对象，采用了带有支撑板的复杂几何模型和RPI壁沸点模型，以考虑二次侧管壁上的热相变化和两相流动。通过将一次和次级流体域及固体传热管之间的热传递耦合，可以获得主侧和次级侧关键参数如温度、压力、流速和蒸汽分数的分布规律。
关键词
Fluid-thermal-structural coupling; Wall boiling model; Numerical analysis; PWR Steam Generator
报告人
韧 康
学生 Harbin Engineering University稿件作者
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重要日期
-
会议日期
10月30日
2026
至11月01日
2026
-
09月30日 2026
初稿截稿日期
主办单位
Harbin Engineering University
State Key Laboratory of Marine Thermal Energy and Power
Heilongjiang Nuclear Society
State Key Laboratory of Marine Thermal Energy and Power
Heilongjiang Nuclear Society
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