核電廠堆芯熔融事故工況下反應(yīng)堆壓力容器產(chǎn)生的高熱載荷最高達到～106W/m2。核態(tài)沸騰是公認的移除熱量的方法,能有效地將反應(yīng)堆壓力容器溫度維持在800℃以下。隨著先進反應(yīng)堆的不斷發(fā)展和升級,優(yōu)化核態(tài)沸騰率和臨界熱流密度（CHF）成了堆芯熔化事故下成功實現(xiàn)反應(yīng)堆壓力容器非能動冷卻的關(guān)鍵。本文重點研究運用合適的表面涂層來提升壓力容器下封頭核態(tài)沸騰率和臨界熱流密度（CHF）極限,使得壓力容器能夠抵御事故工況下的高熱載荷�？紤]到整體優(yōu)化性能,材料的耐久性,制造和應(yīng)用的難易程度,金屬多孔材料被認為是最合適的反應(yīng)堆壓力容器外表面涂層材料。 

【文章來源】：科技視界. 2020,(22)

【文章頁數(shù)】：5 頁

【部分圖文】：

極端事故工況下的IVR-ERVC

1934年，日本科學(xué)家Nukiyama[1]最先總結(jié)出了池式沸騰在不同階段的特性，并引入了沸騰曲線（圖2）的概念。起先在溫度并不高的情況下，熱表面和冷卻劑之間的換熱靠熱表面附近的高溫流體與遠離熱表面的低溫流體之間產(chǎn)生的自然對流。隨著熱表面溫度的增高，氣泡逐漸在熱表面生成并離開熱表面，傳熱能力也進一步增強。這個階段就是核態(tài)沸騰傳熱階段。當(dāng)熱表面溫度繼續(xù)升高，越來越多的氣泡產(chǎn)生并相互干擾和合并，使得熱表面熱流密度到達一個極限值之后開始逐漸降低，即傳熱能力增強到一個極限后就開始下降。這個核態(tài)沸騰區(qū)域的最大熱流密度就是臨界熱流密度（CHF），而因氣泡的相互干擾和合并導(dǎo)致的熱流密度下降區(qū)域稱為過渡沸騰區(qū)。隨著氣泡相互干擾導(dǎo)致彼此合并得越來越多，傳熱能力進一步下降，最終會形成氣膜覆蓋整個熱表面，冷卻劑和熱表面完全分離開，熱交換主要靠熱輻射來完成。綜合比較四個沸騰階段，核態(tài)沸騰無疑是最安全也是傳熱效率最高的。因此在堆芯熔融工況下的應(yīng)急冷卻設(shè)計中，需盡可能長的時間內(nèi)讓換熱過程處于核態(tài)沸騰的狀態(tài)下。

下封頭傳熱


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