通過壓力容器外部冷卻實現(xiàn)熔融物堆內滯留已經成為先進非能動壓水堆核電站的一項重要的嚴重事故管理措施。在嚴重事故發(fā)生后,來自換料水箱的水會淹沒壓力容器,利用自然循環(huán)帶走堆芯衰變熱量,防止壓力容器失效。這種措施能夠成功的關鍵是壓力容器下封頭局部熱流密度小于對應位置的臨界熱流密度值。現(xiàn)在主要通過實驗手段對下封頭臨界熱流密度值進行測量,而對這種情況下臨界熱流密度的機理研究還不充分,目前尚無有效的理論模型。本文通過開展朝下加熱表面臨界熱流密度的實驗研究,對不同傾角下加熱表面的流動沸騰情況進行了可視化分析。實驗中用銅塊模擬壓力容器下封頭,利用布置在銅塊中的電加熱棒對銅塊進行均勻加熱。沸騰危機通過銅塊底部溫度飛升來判定。實驗結果表明,臨界熱流密度值隨加熱面傾角的增加而增加。實驗可視化觀測發(fā)現(xiàn)在低傾角下,氣泡傾向于緊貼加熱壁面,在高傾角下,氣泡易于脫離加熱面進入主流區(qū)。在發(fā)生沸騰危機時高傾角處氣泡層厚度要大于低傾角處。在不同加熱面傾角下,氣泡層內氣相相對速度會發(fā)生變化,低傾角地方,氣泡相對速度小,高傾角地方氣泡相對速度大。結合觀察到的實驗現(xiàn)象,本文在氣泡壅塞模型的基礎上,發(fā)展出了適合于壓力容器下封頭外壁... 

【文章來源】：上海交通大學上海市 211工程院校 985工程院校 教育部直屬院校

【文章頁數(shù)】：138 頁

【學位級別】：博士

【部分圖文】：

ULPU-I實驗裝置示意圖

ULPU-II實驗裝置示意圖

的目標有兩個方面，一是研究流道結構對臨界熱流材料對臨界熱流密度的影響，實驗裝置如圖 1-4 所LPU-II 基本相同，但 III 實驗裝置的實驗段上安裝的影響。隔板與加熱面的最窄間隙為 22.86cm，位


本文編號：2916062