粗糙度对铁铬铝在骤冷过程中沸腾传热影响的实验研究

铁铬铝作为事故容错燃料包壳的主要候选材料,能够抑制反应堆在严重事故下产氢释能的风险,提高反应堆的事故耐受能力。本文基于可视化方法研究了不同粗糙度的铁铬铝在骤冷过程中沸腾传热行为,通过一维导热反问题求解计算铁铬铝的表面热流密度和温度,分析了液体过冷度和粗糙度对铁铬铝骤冷行为的影响。研究结果表明随着过冷度的增大,铁铬铝的骤冷时间减小,最小膜态沸腾温度增大。铁铬铝表面的膜态沸腾换热与粗糙度无关,最小膜态沸腾温度受表面亲水性影响显著。     

逆环状流实验及理论模型

一、绪论 逆环状流动膜态沸腾,如图1所示,可能出现在轻水堆的事故工况中,如失水事故的再淹没过程,对逆环状流的研究,对反应堆的安全分析有重要的意义。长期以来,以水为介质的数据极少,直到1978年热块技术的使用,才取得了稳定的逆环状流膜态沸腾工况。为获得更多的实验数据,以全面研究逆环状流,本文使用热块技术首次得到低压下的稳态逆环状流膜态沸腾的实验数据。     

蒸汽加热竖直矩形窄通道流动沸腾换热的研究

为研究板式换热器内(蒸发-冷凝器)两相换热机理及流型特征,建立单侧蒸汽加热竖直矩形窄通道可视化实验系统,并进行实验研究。结果表明:在窄通道换热中,以核态沸腾换热机理更为活跃,流动沸腾受到抑制,表面换热系数最大值出现在核态沸腾区域;随着入口温度越高,表面换热系数最大点往左迁移,随着质量流量的增大,过冷段增加,沸腾起始点升高,表面换热系数最大点往右移;矩形窄通道主要出现泡状流、合并汽泡流、搅拌流和环状流四种流型;将实验数据与现有流型图进行对比,发现流型转变与质量流量、通道尺寸及加热方式有关。该研究为更好的设计板式换热器提供了理论依据。     

压力管式超临界水堆堆芯核热耦合

针对压力管式超临界水堆(PT-SCWR)新型62棒设计,其功率密度与燃料温度、冷却剂密度/温度紧密耦合,利用中子物理分析程序(WIMS-AECL)和子通道分析程序(ATHAS),对该设计堆芯进行核热耦合分析,并进行优化,结果表明该耦合方法是有效的。分析结果指出新型62棒燃料组件设计包壳最高温度和冷却剂出口温度都低于设计限值,满足设计目标;并且可以通过调整内外圈燃料富集度至5.5%和4.6%、调整燃料组件内圈棒束节圆由5.30cm到5.175cm,进行优化来获取一个均匀的温度分布;通过对比不同栅距下的慢化剂温度系数和空泡系数,得到一个最佳栅距为21cm。     

两相临界流实验研究

针对核电站小破口失水事故,对锐边直管长径比L/D从1.01到25.61的5种破口型式进行了试验研究,其滞止压力从4.0MPa到22.0MPa,入口流体为饱和及过冷水,过冷度从0℃到60℃。采用均相热力学非平衡模型给出了临界流计算方法,根据试验数据给出了临界流压力比及热不平衡数与长径比L/D的关联式。所得临界流的预报值与试验结果符合良好,用于反应堆安全分析计算,可获得更精确的结果。     

开式并联微通道中流动沸腾换热的实验研究

针对常规闭式并联微通道内流动沸腾换热存在气泡生长受限产生的堵塞效应以及不同通道内气泡核化生长不同步导致的并联通道传热不稳定性等问题,设计了一种顶部联通型开式并联微通道蒸发器。采用无水乙醇为工质,在入口过冷度为15℃、质量流速为175 kg·m~(-2)·s~(-1)及热流密度270～761 kW·m~(-2)条件下,开展了该新型微通道冷却器中流动沸腾换热的实验研究,发现了传热系数随干度的增加呈现三类典型趋势,即传热系数单调上升、传热系数先上升后下降再上升、传热系数先上升再保持基本不变;结合高速可视化流型研究,发现了与流型密切关联的三类传热机理,即:1)以气泡核化为主的核态沸腾换热;2)上游核态沸腾为主,下游两相强制对流换热主导;3)偏离核态沸腾后的膜态沸腾换热。分析表明,沸腾数Bo是主导三类传热模式的主要无量纲数。     

水平细光管内R717流动沸腾换热及干涸研究

本文探究了内径3 mm水平光管内氨(R717)的沸腾两相流换热特性以及环状流的干涸特性.实验工况:饱和温度-10～10℃,热流密度10～30 kW/m2,质量流率40～200 kg/(m2·s),干度0.1～1.实验结果表明,质量流率、饱和温度及热流密度的增加都会强化沸腾换热.增加质量流率会强化环状流内的对流沸腾;增大...     

方柱微结构表面上FC-72的流动沸腾强化换热实验研究

为了提高电子器件的冷却效率,研究了不导电介质FC-72在表面加工有方柱微结构的模拟芯片上的流动沸腾强化换热性能.采用了两种方柱微结构,其边长均为30μm,但高度分别为60μm和120 μm.方柱微结构芯片与光滑芯片相比显示出较好的强化沸腾换热效果,且增加方柱高度可有效提高流动沸腾强化换热性能.方柱微结构芯片的临界热流密度随着流速和过冷度的增大而增大,且到达临界热流密度(CHF)时芯片的表面温度低于芯片回路正常工作的上限温度85℃.     

BEPU分析方法在CNP600弹棒事故中的应用

最佳估算加不确定性（BEPU）事故分析方法同传统的保守性事故分析方法相比,可获取现实的分析结果和安全裕量,在保证核电厂安全性的前提下,提高核电厂的经济效益和运行灵活性。针对CNP600的设计特点,利用最佳估算程序RELAP5-3D建立热态满功率（HFP）和热态零功率（HZP）条件下的弹棒事故（REA）分析模型。通过弹棒事故现象识别分级表（PIRT）识别事故瞬态下重要的过程和现象,筛选出对关键安全参数有重要影响的输入参数。利用DAKOTA程序对重要不确定性输入参数进行拉丁超立方抽样（LHS）,通过非参数统计方法计算关键安全参数的单侧容忍上限。计算结果显示:两种弹棒条件下,REA瞬态过程中的最大芯块平均焓值、芯块峰值温度、包壳峰值温度、系统峰值压力均满足弹棒事故验收准则;利用非参数统计方法计算的核功率峰值单侧容忍上限结果合理,最大芯块平均焓值单侧容忍上限计算值同传统弹棒事故保守计算值相比具有可观的安全裕量。     

自然循环回路内芯片的强化沸腾换热研究

针对电子器件的高效冷却问题,对自然循环回路系统内表面加工有方柱形微结构的硅片上FC-72的强化沸腾换热性能进行了实验研究.测试了两个芯片,其表面上的方柱形微结构的边长均为30μm,但高度分别为60 μm和200 μm.沸腾介质的过冷度设为10 K、25 K和35 K.随着壁面过热度的增加,微结构表面芯片上的热流密度急剧增加且临界热流密度时芯片的表面温度低于芯片回路正常工作的临界上限温度85℃,这与其在池沸腾换热中的特点一样.但临界热流密度值与池沸腾情况相比有所降低.     

CN HCCB TBS ��LOFA ���������LOCA ��������

基于CN HCCB TBS的最新设计,用RELAP 5软件对失流事故(LOFA)和真空室内失冷事故(In-vessel LOCA)这两种假设基本事故进行了分析。结果表明,CN HCCB TBS在这两种事故工况下的安全性是有保证的,并且热工水力学瞬态分析能给出有关发生事故时 TBM 安全性相关性能的信息,从而提出了所需要的各种安全保护系统及其动作的时间。     

CN HCCB TBS 的LOFA 与真空室内LOCA 初步分析

基于CN HCCB TBS 的最新设计,用RELAP 5 软件对失流事故(LOFA)和真空室内失冷事故(In-vessel LOCA)这两种假设基本事故进行了分析。结果表明,CN HCCB TBS 在这两种事故工况下的安全性是有保证的,并且热工水力学瞬态分析能给出有关发生事故时TBM 安全性相关性能的信息,从而提出了所需要的各种安全保护系统及其动作的时间。     

Thermal-Hydraulic Safety Analysis for CH-HCSB TBM

CH-HCSB TBM is designed to test the feasibility of DEMO fusion reactor on ITER. A safety assessment has to demonstrate that the TBM with its own cooling system does not impede the safe operation of ITER under normal and accidental conditions. For analysis of the highly transient accident sequences, a RELAP5 model has been developed for the HCS and TBM system. The steady-state, In-Vessel LOCA, Ex-Vessel LOCA and In-Box LOCA have been analyzed and the designed TBM steady-state inlet/outlet temperatures have been obtained. In all LOCA accidents, the Ex-Vessel LOCA is the most dangerous accident because of the melting of the First Wall. Based on the results, the design of TBM could be modified further in order to improve the safety of TBM and ITER.     

Design analysis of the molten core confinement within the reactor vessel in the case of severe accidents at nuclear power plants equipped with a reactor of the VVER type

The present paper reports the results of the preliminary design estimate of the behavior of the core melt in vessels of reactors of the VVER-600 and VVER-1300 types (a standard optimized and informative nuclear power unit based on VVER technology—VVER TOI) in the case of beyond-design-basis severe accidents. The basic processes determining the state of the core melt in the reactor vessel are analyzed. The concept of molten core confinement within the vessel based on the idea of outside cooling is discussed. Basic assumptions and models, as well as the results of calculation of the interaction between molten materials of the core and the wall of the reactor vessel performed by means of the SOCRAT severe accident code, are presented and discussed. On the basis of the data obtained, the requirements on the operation of the safety systems are determined, upon the fulfillment of which there will appear potential prerequisites for implementing the concept of the confinement of the core melt within the reactor in cases of severe accidents at nuclear power plants equipped with VVER reactors.     

次临界能源包层严重事故缓解系统

针对中国工程物理研究院混合堆次临界能源包层,提出了一种新型的严重事故缓解系统——工程通道注水系统,采用通道注水的方法直接导出燃料区衰变热,同时与非能动安全壳冷却系统结合,实现燃料区非能动长期冷却的建立,阻止燃料区熔化进程发展,保证次临界能源包层的完整性。在保守假设条件下,当燃料区温度达到1220℃时,工程通道注水系统投入运行即可完成严重事故缓解功能。     

高增益包层失流事故热工安全分析

利用系统分析程序RELAP5/Mod 3.4对基于中国聚变工程实验堆(CFETR)的高增益包层聚变堆进行了全堆尺度的安全分析。针对包层结构复杂、部件众多的特点,提出了对包层两套冷却系统的复杂流动和传热结构的等效建模方法,并建立了两套冷却系统间的传热模型。在此基础上完成全包层模型,对稳态运行工况进行了计算验证,并选取燃料区全部失流事故进行安全分析。计算结果表明:在事故过程中,第一壁-产氚区冷却系统能够带走燃料区的部分衰变热,高增益包层的各项热工参数均未超过限值。这表明包层能够有效地抵御此类事故,具有良好的热工安全特性。     

同一燃耗区域核燃料包壳破损建模分析

核反应堆燃料包壳是构成反应堆安全的重要屏障, 一旦发生破损,放射性裂变产物就会释放到一回路的冷却剂中。本文通过一回路134Cs/137Cs比值确定破损燃料棒所在燃耗区域,对该燃耗区域裂变产物的产生、裂变产物进入芯块间隙、一回路核素平衡分别进行建模,然后,利用建立的数学模型对破口处裂变产物向一回路释放过程进行分析,得出破口的大小和破损根数及所在燃耗区域,并以压水堆核电站燃料包壳破损的数据进行验证,证实了模型的合理性。     

板状燃料组件流道部分堵塞的安全边界研究

为掌握板状燃料组件内多个流道堵塞下的流动换热特性,获得流动堵塞致传热恶化的触发边界,以提高板状燃料反应堆的运行安全性,以典型板状燃料堆JRR-3M的标准燃料组件为对象,基于定性分析将流道堵塞事故分为非相邻流道堵塞与相邻流道堵塞两类,采用计算流体动力学软件ANSYS Fluent对两类流道堵塞事故下的流动换热特性进行模拟。模拟结果表明:非相邻流道完全堵塞或相邻流道最大堵塞率低于35%,流道内不会发生局部沸腾且燃料最高温度低于许用温度。基于上述结果,可确定JRR-3M反应堆在堵流事故下的安全运行边界。     

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用通用计算流体力学程序FLUENT计算了中国氦冷固体增殖实验包层模块(TBM)冷却剂丧失事故中的冷却剂排放瞬态过程。并为中国氦冷固体增殖实验包层模块冷却剂丧失事故(LOCA)分析开发了一维喷放和余热排除计算模型。典型LOCA事故的分析结果显示,TBM诱发事故或ITER其它部件诱发TBM事故对整个ITER系统安全造成的总风险不严重。     

加速器驱动嬗变研究装置中关键材料的辐照损伤分析

反应堆中各结构部件的抗辐照性能,对整个系统的使用寿命及安全性有较大的影响。本工作通过MCNPx2.70蒙特卡罗软件建立CiADS散裂靶次临界反应堆模型,结合NJOY2016核数据截面处理软件制作的材料原子离位截面,在堆芯组件数分别为30,42,72盒的情况下分别计算和分析了316L、15-15Ti、SIMP 3种不锈钢材料和ZTA陶瓷作为候选结构材料的中子辐照损伤情况。当用作CiADS燃料包壳时,3种不锈钢材料中SIMP制成的包壳的R_dpa值最小,在燃料组件数为30,42,72盒的情况下其年辐照损伤量分别约为1.16,1.61和12.0 dpa/a。而ZTA制成的燃料包壳的R_dpa值均大于不锈钢材料的辐照损伤。在散裂靶次临界反应堆耦合区域,轴向上CiADS中心管在束靶作用面附近所受到的辐照损伤最大。燃料组件数为30盒时,由316L制成的中心管的辐照损伤率峰值约为2.7 dpa/a。