蒸汽发生器(SG)是核电厂中最关键的设备之一。它用作热交换器,主要功能是将来自反应堆堆芯热量经一次侧冷却剂传递至二次侧给水,从而产生蒸汽来驱动涡轮机运转。SG的故障可能导致反应堆堆芯热量无法及时导出,若处理不及时甚至会发生堆芯熔毁的严重事故。SG内部工质的热流固耦合研究对于确保核电厂的安全性和可靠性具有非常重要的意义,有必要开展详细的建模研究。高温气冷堆作为第四代核电技术之一,具有突出的固有安全性而备受关注。10MW高温气冷堆测试模块(HTR-10)是中国第一个高温气冷堆(HTGR)。在调试阶段之后,进行了几次安全演示测试。在这些测试中,包括一个由于错误地将一根控制棒从堆芯中拔出而导致的事件。该测试是在堆芯额定功率为30%(即3 MW功率)下进行的。以此为背景,采用ANSYS CFD对HTR-10 SG的温度、压力和静态结构(包括其应力,应变和变形)进行了分析,主要的模拟仿真工作是针对HTR-10反应堆的正常运行工况和典型事故工况,采用先进的数值模拟方法来分析高温气冷堆蒸汽发生器的可靠性,评估SG在正常工况和事故工况下的传热性能及安全特性。研究的目的是对中国的高温气冷堆实验堆的蒸汽发生器进行热流固耦合分析,获得其热流固耦合性能。利用ANSYSCFD进行分析和仿真,采用有限元方法来分析冷却剂与给水的流速、温度、压力以及它们之间的相互影响。模拟显示,给水温度随着其在管中的向上移动而不断增加,而冷却剂氦气的温度随着其向下穿过壳体而降低;冷却剂压力随着其在壳体中向下流动而降低;管中产生的等效应力、等效弹性应变和总变形在很大程度上取决于系统温度、管材料和管的几何形状。最后,对蒸汽发生器在正常工况和事故工况下的温度、应力应变状态进行了评估,得到事故工况下系统应变增加了3个数量级,温度提高了300℃。