發(fā)布時(shí)間：2025-01-07 03:37

　　核電廠發(fā)生嚴(yán)重事故時(shí),壓力容器內(nèi)的堆芯材料溫度迅速升高,甚至發(fā)生熔化并坍塌落入壓力容器下封頭底部形成熔池。由于衰變熱的存在,熔池通過壓力容器外壁面源源不斷地向外傳遞熱量。區(qū)別于二代核電站,三代核電站采用了非能動(dòng)的熔融物堆內(nèi)滯留(In-Vessel Retention,IVR)壓力容器外部冷卻(External Reactor Vessel Cooling,ERVC)嚴(yán)重事故預(yù)防和緩解措施來保證壓力容器下封頭的完整性,即:通過向堆腔注水淹沒壓力容器,依靠自然循環(huán)流動(dòng)帶走壓力容器內(nèi)部的衰變熱。在這種情況下,衰變熱過高有可能導(dǎo)致壓力容器外部流體的膜態(tài)沸騰,造成傳熱條件惡化,使壓力容器壁面出現(xiàn)損傷。因此,確定自然循環(huán)條件下壓力容器下封頭表面的臨界熱流密度值(Critical Heat Flux,CHF)對(duì)核電廠安全具有重要的工程意義。國際上針對(duì)此項(xiàng)措施開展了多項(xiàng)研究。由于原型壓力容器尺寸太大,進(jìn)行全尺寸實(shí)驗(yàn)較為困難,有些學(xué)者開展了與原型壓力容器半徑相同的二維切片實(shí)驗(yàn)得到了自然循環(huán)條件下壓力容器下封頭不同角度的臨界熱流密度值,為后續(xù)的實(shí)驗(yàn)研究提供了數(shù)據(jù)參考。有研究者利用小尺寸的二維切片進(jìn)行實(shí)驗(yàn),得...

【文章頁數(shù)】：51 頁

【學(xué)位級(jí)別】：碩士

【文章目錄】：
摘要
Abstract
第1章 緒論
    1.1 研究背景
    1.2 研究現(xiàn)狀
    1.3 研究內(nèi)容
第2章 實(shí)驗(yàn)臺(tái)架與實(shí)驗(yàn)方法
    2.1 實(shí)驗(yàn)系統(tǒng)與關(guān)鍵設(shè)備
        2.1.1 實(shí)驗(yàn)主系統(tǒng)
        2.1.2 實(shí)驗(yàn)段系統(tǒng)
        2.1.3 給水與凈化系統(tǒng)
        2.1.4 電源系統(tǒng)
        2.1.4 實(shí)驗(yàn)測點(diǎn)布置
        2.1.5 數(shù)據(jù)采集系統(tǒng)
    2.2 實(shí)驗(yàn)內(nèi)容與實(shí)驗(yàn)方法
        2.2.1 實(shí)驗(yàn)工況
        2.2.2 實(shí)驗(yàn)段熱效率
        2.2.3 實(shí)驗(yàn)流程
    2.3 實(shí)驗(yàn)數(shù)據(jù)的處理和不確定度分析
第3章 實(shí)驗(yàn)結(jié)果
    3.1 實(shí)驗(yàn)結(jié)果
        3.1.1 定熱流密度實(shí)驗(yàn)結(jié)果分析
        3.1.2 CHF特性實(shí)驗(yàn)工況結(jié)果分析
    3.2 與同類研究的對(duì)比和分析
        3.2.1 自然循環(huán)條件下二維切片尺寸效應(yīng)對(duì)CHF值的影響
        3.2.2 循環(huán)方式對(duì)CHF值的影響
        3.2.3 自然循環(huán)高度對(duì)CHF值的影響
第4章 總結(jié)及展望
    4.1 總結(jié)
    4.2 展望
參考文獻(xiàn)
攻讀碩士學(xué)位期間發(fā)表的論文及其它成果
致謝



本文編號(hào)：4024439