三代核电堆坑筒体保温层缝隙泄漏仿真分析研究  

作　　者：李玉光[1] 胡甜 邱阳[1] 董元元[1] 杨志海 

机构地区：[1]中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术国家级重点实验室,四川成都610041

出　　处：《科技视界》2022年第5期20-24,共5页Science & Technology Vision

摘　　要：以三代核电堆坑筒体带缝隙保温层三维结构为研究对象,采用缝隙结构面积等效法简化几何模型。对ACP1000堆坑筒体保温层缝隙泄漏进行仿真分析,得到不同入口质量下各层支腿缝隙泄漏温度和泄漏量。仿真结果表明:支腿缝隙的存在将导致26.61%至30.42%不等的总泄漏量,顶部缝隙存在462.57K至471.57K的高温射流冲击反应堆堆坑,需采取有效措施增加缝隙流阻来降低“烟囱效应”导致的缝隙泄漏。

关 键 词：堆坑筒体保温层 缝隙泄漏 仿真分析 缝隙流阻 

分 类 号：TL351.6[核科学技术—核技术及应用]