計(jì)算流體力學(xué)在核電安全設(shè)計(jì)中的應(yīng)用

報(bào)告人：屠基元“千人計(jì)劃”特聘教授教育部先進(jìn)反應(yīng)堆工程與安全重點(diǎn)實(shí)驗(yàn)室核能與新能源研究院核事故的嚴(yán)重性由于反應(yīng)堆融化造成的核事故。ThreeMileIsland,USA,1979Chernobyl,SU,1986Fukushima,Japan,2011如何確保在突發(fā)情況下核反應(yīng)堆的可靠性？3核能安全研究的重要性

能源需求及環(huán)境壓力→大力發(fā)展核電目前我國是全球核電在建規(guī)模最大的國家最近，日本福島核泄漏事故已在全球造成恐慌核電安全已成為國家安全和社會穩(wěn)定的重要組成部分先進(jìn)反應(yīng)堆的安全系統(tǒng)

主要的問題是保證熱流密度必須小于臨界熱通量CHF，以防核泄漏CHF日本福島核電站用的是強(qiáng)制冷卻安全系統(tǒng)-----第二代先進(jìn)反應(yīng)堆用的是非能動(dòng)安全系統(tǒng)------第三代或第三代+

堆芯融化嚴(yán)重事故安全系統(tǒng)主要機(jī)理是自然循環(huán)沸騰傳熱非能動(dòng)核電安全系統(tǒng)Example:AP1000passivecorecoolingsystem第三代核電技術(shù)核島及堆內(nèi)流動(dòng)的數(shù)值模擬與仿真SimulationofsprayexperimentsperformedinTOSQANfacility

FacilitylocatedatIRSNSaclayVolume:7m3,height:4.8mWalltemperaturecontrolledTest101:depressurizationtestContainmentAtmosphereMixing(CAM)堆芯融化事故模擬反應(yīng)堆系統(tǒng)模擬反應(yīng)堆堆芯模擬反應(yīng)堆燃料棒溫度場模擬核電蒸汽發(fā)生器數(shù)值模擬核反應(yīng)堆安全系統(tǒng)模擬核電站廠址建筑群大氣環(huán)境模擬核電廠址海灣流動(dòng)模擬核電站相關(guān)設(shè)備的數(shù)值模擬與仿真核電站相關(guān)熱力設(shè)備的流動(dòng)優(yōu)化

核電站冷卻塔模擬

氣泡多相流機(jī)理的實(shí)驗(yàn)研究

1X.Y.Duan,S.C.P.Cheung,G.H.Yeoh,J.Y.Tu,E.KrepperandD.Lucas,Gas-LiquidFlowsinMediumandLargeVerticalPipes,ChemicalEngineeringScience,Vol.66,pp.872-883(2011).2F.S.Qi,G.H.Yeoh,S.C.P.Cheung,J.Y.Tu,E.KrepperandD.Lucas,Classificationofbubblesinverticalgas-liquidflow:Part1–ExperimentalDataAnalysis,InternationalJournalofMultiphaseFlows,Vol.39,pp.121-134(2012).仿真模擬平臺－計(jì)算流體力學(xué)氣泡動(dòng)力學(xué)的基礎(chǔ)理論研究氣泡剪切機(jī)理氣泡合成機(jī)理氣泡破碎機(jī)理近期發(fā)表的代表性研究論文Classificationofbubblesinverticalgas-liquidflow:Part2-Amodelevaluation,InternationalJournalofMultiphaseFlows,Vol.39,pp.135-147(2012).Gas-LiquidFlowsinMediumandLargeVerticalPipes,ChemicalEngineeringScience,Vol.66,pp:872-883(2011)FundamentalConsiderationofWallHeatPartitionofVerticalSubcooledBoilingFlows,InternationalJournalofHeatandMassTransfer,Vol.51,pp.3840-3853(2008).Populationbalancemodelingofbubblyflowsconsideringthehydrodynamicsandthermomechanicalprocesses,AIChEJournal,54,1689-1710(2008).BubbleDepartureFrequencyinForcedConvectiveSubcooledBoilingFlow,InternationalJournalofHeatandMassTransfer,Vol.51,pp.6268-6282(2008).OntheNumericalStudyofIsothermalVerticalBubblyFlowusingTwoPopulationBalanceApproaches,ChemicalEngineeringScience,Vol.624659–4674(2007).Onthemodellingofpopulationbalanceinisothermalverticalbubblyflows–averagebubblenumberdensityapproach,ChemicalEngineeringandProcessing,Vol.46,pp.742-756(2007).多相流計(jì)算和過冷沸騰研究專著和期刊承擔(dān)的國家自然科學(xué)基金項(xiàng)目“納米流體在先進(jìn)反應(yīng)堆安全系統(tǒng)中的基礎(chǔ)理論研究”納米流體：臨界熱通量CHF提高200%納米流體有望成為先進(jìn)反應(yīng)堆安全系統(tǒng)理想的冷卻介質(zhì)納米流體沸騰的機(jī)理非常復(fù)雜，具有很多特殊現(xiàn)象急需深入研究：傳熱機(jī)理+核電安全應(yīng)用傳熱機(jī)理研究－納米顆粒沉積改善表面潤濕度沸騰前沸騰后純水沸騰納米流體沸騰國內(nèi)外研究進(jìn)展－納米流體核電安全應(yīng)用MIT設(shè)計(jì)的納米流體熔融堆芯冷卻系統(tǒng)清華現(xiàn)有的IVR試驗(yàn)系統(tǒng)經(jīng)簡單改造后即可進(jìn)行相關(guān)研究