反应堆压力容器顶盖腔室流场分析和试验研究

来源：核动力工程杂志2025年第3期北京时间：

作者：陈永超, 魏行方, 刘言午, 方健, 冉小兵

单位：深圳中广核工程设计有限公司，广东深圳，518172；

摘要：为探究华龙一号反应堆压力容器（RPV）顶盖腔室区域的流动特征，为在役CPR1000压水堆核电厂的热套管磨损问题和华龙一号顶盖腔室结构的优化改进提供支撑。本文采用计算流体动力学（CFD）方法对顶盖腔室区域进行数值模拟，同时开展顶盖腔室模型水力模拟试验，获得顶盖腔室内流场分布及关键区域的水力特性参数。理论分析及试验结果表明：顶盖腔室关键区域的CFD结果和试验测得的横向流速偏差值在10%以内；正常工况下，顶盖腔室内整体流速较低，在顶盖喷嘴与内壁面附近流速较高；顶盖腔室内流体全部通过控制棒导向筒（CRGT）顶部流水孔进入上腔室，上腔室流体不会反向流入顶盖腔室，验证了华龙一号“冷顶盖”设计的有效性；顶盖腔室中心区域的热套管喇叭口附近存在漩涡且流速较外围区域更高，导致热套管承受的流体冲击更剧烈、磨损更严重。

关键词：反应堆压力容器（RPV）顶盖腔室, 计算流体动力学（CFD）, 模拟试验