压水堆核电站发生破口失水事故时，应急冷却水注入反应堆压力容器(RPV)将会受到承压热冲击载荷(Pressurized Thermal Shock, 简称PTS)。这种强烈的热冲击会在RPV 中产生很大的热应力，可能会使原本就存在的裂纹发生扩展，进而引起内表面附近裂纹贯穿容器，这样的贯穿裂纹继而可能引起失水甚至导致堆芯熔化。因此，发生失水事故时，冷水喷射进入热管，壁面处的热冲击现象是必须考虑的重要物理过程。承压热冲击(PTS)一般表示反应堆压力容器在压力条件下发生的热负荷。由于反应堆压力容器是阻止裂变产物释放的保障之一，必须在整个反应堆生命周期内保证其完整性，因此PTS被国外相关项目确定为与核反应堆安全相关的最重要的工业需求之一。 在冷却剂小破损损失事故(small-break loss of coolant accident, SB-LOCA)中，向冷段（cold leg）注入冷水紧急堆芯冷却(emergency corecooling, ECC)会造成严重的PTS现象。 图1：展示了承压热冲击（冷段部分暴露）发生过程中的重要流动现象。 图1 压力热冲击（冷段部分暴露）发生过程中的重要流动现象 水从注入口注入后，与冷段中的热流体混合，混合后的混合物流向下游管段，与周围流体进一步混合。因此，必须可靠地评估瞬态流体温度，以预测载荷对反应堆压力容器和压力壁的影响。根据泄漏的大小、位置和核电站的运行情况，冷却液可以是单相或者两相的。
系统压力设置为20bar，水质量流量为0.58 Kg/s，蒸汽流量为0.2 Kg/s。冷却液和冷段的水初始温度为296k，蒸汽固定在饱和温度为485k。注入的冷水与热流体混合并一同流动，流体混合不均匀会导致极度变化的温度梯度。如图2所示，通过通用流体仿真软件VirtualFlow，采用IST网格生成技术，对流动管道进行分块网格划分。图2 采用IST网格生成技术，对流动管道进行分块网格划分
将管道系统的CAD文件嵌入到直角网格中，管道直径为118 mm，长度为1400 mm，端口直径为21.9 mm，倾角为30°，采用BMR技术进行多块划分。 采用Level Set界面追踪方法计算相界面的位置；管内冷热流体混合，需求解温度方程；冷流体进入管内，会导致饱和的蒸汽发生冷凝。 通过计算，可获得管内自由界面的变化情况、冷热流体混合后的温度分布、界面位置发生的冷凝现象等。 定性流动特征如图3所示，显示了冷却射流撞击冷段热水表面后的界面变形，以及下游混合时的温度场。在注入以下的区域中，剪切面的变形最强烈。以上为热管不同位置处的温度沿径向方向上的变化，采用不同的湍流模型对模拟结果的影响较大，其中URANS方法的结果与实验结果相比误差较大，而VLES方法结果更为准确，这是因为VLES直接对大涡进行求解，考虑了湍流对流动结构和换热的影响，模拟结果因此更接近实验结果。根据温度在径向方向上的变化规律，可对管道承受的热应力进行分析，从而考察破口事故中系统的安全性。 图9 正负涡量云图（X和Z分量）
图9为冷段的几个横流面，显示了第二相的速度矢量、相界面位置和温度云图。图片从左向右排列:前四个图为注射前的流动情况；第五张图为注入平面的流动；第八幅图第一个面板显示在入口注入蒸汽后在冷段加热的水，水温上升至几乎接近蒸汽温度。在饱和条件下，由于蒸汽向管壁释放热量，因此蒸汽的温度会发生变化，管壁的温度设置为恒定值(296k，等温边界条件)。如果管壁表面设置绝热边界条件，情况就会有很大的变化。相较于，蒸汽的饱和条件被强制忽略热通量，即所有的热量都被保留在液体中而言，热量从蒸汽中扩散至核心段内的水中相对较慢。第7个图显示，水与蒸汽混合，温度达到350K。
通用流体仿真软件VirtualFlow拥有专业的热工水力仿真模块，可针对工业领域复杂热工水力问题进行数值模拟。VirtualFlow软件基于有限体积法，从NS方程出发，提供复杂热工水力的模拟方案，可以广泛用来模拟单相和多相的可压/不可压流动，以及蒸发和冷凝、润湿过程、相分离、毛细管、马兰格尼效应等复杂流动过程。 
