用于堆芯熔融物容器内滞留的堆外冷却两相流动特性研究的开题报告.docx

用于堆芯熔融物容器内滞留的堆外冷却两相流动特性研究的开题报告
一、背景与意义
核电站是一种蕴藏着巨大威力的能源设施，但同时也存在安全隐患。在核电站事故中，堆芯熔融物（Corium）的流失与释放是极其关键的问题。通过理论分析与模拟计算，目前已经可以初步研究堆芯熔融物的动态行为，但是存在于现实中的一些实际问题依旧需要进一步的研究，其中之一便是堆芯熔融物容器内滞留的堆外冷却两相流动特性研究。
堆芯熔融物容器（CoriumRetentionVessel，CRV）是核电站为应对较为严重的事故而采取的措施之一，其原理是将熔融的核燃料和燃料外壳在容器中进行阻截，通过冷却的方式控制温度并避免二次失控。而堆外冷却措施的实施需要对其两相流动特性有深入的了解，包括液相和气相在容器内部的流动状态、流量、传热、能量转移等等，因此这一方面的研究具有重大意义。
二、相关研究综述
在目前的相关研究中，堆外冷却两相流动的特性已经得到了一定的理论和实验支持。以往的研究多从数学模型出发，结合实测数据对流动的模式进行探究，为理论研究和实验研究的交织提供了一些基础。事实上，在这些研究中，特别是基于数学模型的分析中，一些惯性和湍流效应被忽略了。实验研究又面临着试验精度及被试样的天然差异性等问题，难以完美还原。因此，上述方法难以给人们提供足够的关于两相流动特性的深入理解。
近年来，高分辨实验和数值模拟也得到了广泛的应用，这两种方法分别从实验和理论模型出发，弥补了传统方法的不足，并成功地揭示了更多有关两相流动特性的信息。在高分辨实验研究中，记录和测量高精度的流动特性数据，其中包括两相流的流体速度、界面形态、分布和尺寸等信息。在数值模拟计算中，通过建立更全面的数学模型，敲定物理现象的参数，得到真正与实际物理环境相符的结果。
三、研究内容与方法
本文的研究将主要基于数值模拟的方法，针对堆芯熔融物容器内滞留的堆外冷却两相流动特性进行分析，目标是更加深入地了解其液相和气相在容器内部的流动状态、流量、传热等特性。
在具体研究内容上，我们将通过以下主要工作来实现目标：
1.安装并设计适合本研究的有限元软件，并敲定一套合理的计算流程。建立计算模型并根据实际物理环境确定数学模型的边界条件。
2.通过仿真分析，描绘并直观展现堆芯熔融物容器内两相流件的流体流动特性，如气相的分布、液相的分布、临界现象等。以图形和数据的方式输出可视化数据。
4.在预设计好的实验环境下，制造出试验样本，并在实验中捕捉、记录流动现象的影像，用于验证模拟分析的结果。
5.利用得到的数据进行分析和比对，评估预测模型的准确性，并对其进行较为准确的预测和计算建模。
四、预期成果和意义
本研究的主要目的在于揭示堆芯熔融物容器内滞留的堆外冷却两相流动特性，并提供可视化数据和数学模型作为参考。因此本研究需要具备以下几种预期成果：
1.在数值仿真模拟中，分析出堆芯熔融物容器内液相和气相的流动状态与分布情况等特性。
2.根据试验数据与实际环境数据，调整数学模型使之更加符合实际所处环境。
3.通过模拟、实验和分析后，对各种因素对两相流动特性的影响和趋势进行总结，提供7S安全管理的参考依据。
本研究对安全管理、事故预防以及核电站安全等领域都将有着重大的影响，因为在确定了扼制堆芯熔融物的措施后，如何确保成功实施这一措施关系到核电站的整个安全问题。只有通过对导致事故的环节进行全面深入的分析，才有可能制定出及时有效的预防和扼制措施，使得核电站在需要时能够减少损失、保证秩序与安全。