马竞翔 董世昌 龚圣捷

（上海交通大学 上海 200240）

压水堆（Pressurized Water Reactor，PWR）核电站一回路以水为冷却介质［1］。部分与冷却剂系统主管道相连接的分支管内流体处于滞流状态，分支管内的流体温度低而主管道内的流体温度高［2］。由于湍流渗透或阀门泄漏等原因，主管道内的高温流体进入分支管内，从而形成热分层现象［3］。

在水平或倾斜管道中，热流体缓慢流入冷流体管段时，由于温度不同造成的密度差，热流体浮于冷流体的上层，在重力方向上形成温度梯度，即热分层现象［4］。热分层会导致管道壁面应力分布不均匀，并引起管道热疲劳及管道结构失效［5］。

自20世纪80年代起，压水堆核电站管路的热分层现象被发现后就受到了广泛关注。美国核管理委员会（U.S.Nuclear Regulatory Commission，NRC）发布公告要求所有在役或在建核电厂必须对管路热分层现象进行分析论证，以确保管道结构的完整性［6-7］。根据研究，压水堆核电站冷却系统的多处结构会受到热分层现象的影响，例如：蒸汽发生器的给水管线、主冷却系统热管段、高压安注管线、余热排出管线等部位［8-9］。

贺斌［10］对核电站中蒸汽发生器上水管路热分层的流动与传热机理进行了数值模拟研究。发现二次流和浮升力的作用会使得冷热流体交界面不断变化，并验证了冷热流体的相对流速和相对温差会影响流场的温度变化趋势。曹琼等［11］对AP1000 第四级卸压A管线ADS-4A的热分层开展稳态数值模拟研究。发现保温层的设置使得管道沿程的温度梯度减小；……