發(fā)布時(shí)間：2020-12-18 17:53

　　在經(jīng)歷三里島事故、切爾諾貝利事故以及福島核電事故后,核電安全的重要性更受到設(shè)計(jì)人員、運(yùn)行人員以及公眾的關(guān)注。當(dāng)核反應(yīng)堆發(fā)生破口事故并導(dǎo)致堆芯裸露后,應(yīng)急堆芯冷卻系統(tǒng)往堆內(nèi)再注水的冷卻過程中,堆芯上部將形成蒸汽夾帶大量液滴的滴狀流,為堆芯較熱區(qū)域提供先驅(qū)冷卻。本文針對堆內(nèi)的滴狀流傳熱過程,將采用Fluent開展數(shù)值模擬研究。在數(shù)學(xué)模型方面,采用RNG k-?湍流模型和Mixture兩相流模型來開展研究。針對輻射換熱,采用DO模型來考慮到高溫輻射換熱的影響。特別的,對滴狀流液滴在主流過熱蒸汽區(qū)中以及與加熱壁面隨機(jī)碰撞的相變傳熱機(jī)理開展了理論分析,通過引入沸騰時(shí)間常數(shù)和壁面液滴蒸發(fā)面積份額因子,建立了滴狀流中液滴蒸發(fā)相變的機(jī)理模型。通過UDF程序?qū)⒁旱握舭l(fā)相變模型嵌入到Fluent中開展復(fù)雜燃料組件內(nèi)滴狀流流動傳熱計(jì)算。同時(shí),在數(shù)值計(jì)算中,通過UDF接口程序考慮了蒸發(fā)的密度、熱容、熱傳導(dǎo)率和粘度等受溫度變化的影響。在本研究中,采用圓管內(nèi)滴狀流的流動傳熱實(shí)驗(yàn)數(shù)據(jù)對數(shù)值計(jì)算進(jìn)行了驗(yàn)證。對于復(fù)雜燃料組件,針對壓水堆中使用的帶繞絲燃料組件和帶定位格架燃料組件開展了研究。分別分析了帶繞絲燃料組件與無繞... 

【文章來源】：重慶大學(xué)重慶市 211工程院校 985工程院校 教育部直屬院校

【文章頁數(shù)】：88 頁

【學(xué)位級別】：碩士

【部分圖文】：

壓水堆格架燃料結(jié)構(gòu)圖

由金屬繞絲和燃料棒束組成，如圖1.2 所示。本文將針對復(fù)雜燃料組件開展滴狀流傳熱特性研究。圖 1.1 壓水堆格架燃料結(jié)構(gòu)圖Fig1.1 The structure diagram of the fuel assembly with spacer grid for PWR

圖 1.3 臨界后傳熱工況分類Fig 1.3 Classification of critical heat transfer conditions為 post-DNB 流型示意圖。post-DNB 工況為低含汽率一般為 X<10%。因?yàn)槭窃诘秃�汽率下出現(xiàn)的臨界工況潤的前提下該處附近出現(xiàn)平斑，而其它處仍為液體。型示意圖。post-Dry out 工況為高含汽率（干涸）臨>10%。此時(shí)由于含汽率高，流道中只存在分散液滴，稱模式是蒸汽與壁面、蒸汽與液滴的對流傳熱、壁面與25]通過進(jìn)行 CFD 數(shù)值模擬，重點(diǎn)關(guān)注于非絕熱高流量流到滴狀流的流動特性。該研究開發(fā)了一種考慮液滴型，以模擬干涸前和干涸后區(qū)域，并且使用局部模型用歐拉-歐拉方法來進(jìn)行模擬，對于干燥后區(qū)域，確定各種傳熱傳質(zhì)機(jī)制，其中包括壁面-汽體對流傳熱、液

【參考文獻(xiàn)】：
期刊論文
[1]低質(zhì)量流速下環(huán)形通道內(nèi)干涸后傳熱實(shí)驗(yàn)研究[J]. 李志輝,吳埃敏,賈斗南,秋穗正,聶常華.  西安交通大學(xué)學(xué)報(bào). 2004(07)
[2]垂直環(huán)形狹縫干涸后彌散流換熱研究[J]. 王增輝,劉瑞蘭,賈斗南,蘇光輝,秋穗正.  西安交通大學(xué)學(xué)報(bào). 2001(09)
[3]驟冷前沿區(qū)域傳熱特性實(shí)驗(yàn)研究[J]. 黃彥平,郎雪梅.  核動力工程. 1998(02)
[4]棒束再淹沒傳熱試驗(yàn)研究[J]. 史明哲,許國華.  原子能科學(xué)技術(shù). 1993(04)



本文編號：2924356