鉛冷快堆具備較好的增殖核燃料以及嬗變核廢料潛力,兼具良好的經濟性以及固有安全性,第四代國際核能論壇(GIF)認為其是四代堆中有希望第一個實現工業(yè)使用示范化的堆型。但是鉛冷快堆多采用池式結構設計,這種設計將換熱器直接浸沒到一回路冷卻劑中,緊湊的結構排布、復雜的熱工水力現象、液態(tài)鉛鉍合金對結構的侵蝕和腐蝕以及一回路系統(tǒng)和二回路系統(tǒng)之間較大的壓差會引起蒸汽發(fā)生器管泄漏或破裂事故(Steam Generator Tube Rupture/Leakage,SGTR/L),從而引發(fā)相關的安全問題。當事故發(fā)生后,二回路中的高壓冷卻水在壓力作用下進入一回路,與高溫液態(tài)鉛鉍合金之間產生直接的接觸換熱,二回路系統(tǒng)的冷卻水將迅速沸騰,產生瞬時壓力沖擊波影響破壞周圍結構,并且由冷卻劑熱量交換形成的兩相流產生大量氣泡,這些氣泡在液態(tài)鉛鉍合金的夾帶下對換熱器甚至于堆芯的局部傳熱都具備一定的威脅性。因此,開展這方面的工作就顯得相當重要。本文主要研究鉛冷快堆換熱器傳熱管破裂/泄漏事故下,液態(tài)鉛和高壓冷卻水相互作用產生的氣泡在一回路中的夾帶遷移和積聚行為,開展多相流計算模型篩選和驗證,研究液態(tài)鉛內夾帶氣泡最大尺寸影響因...

【文章頁數】：91 頁

【學位級別】：碩士

【文章目錄】：
摘要
ABSTRACT
第1章 緒論
    1.1 選題背景
    1.2 國內外研究現狀
    1.3 論文研究內容及意義
第2章 理論基礎模型及驗證
    2.1 多相流模型介紹
    2.2 DPM模型控制方程
        2.3.1 液態(tài)鉛流場控制方程
        2.3.2 水蒸氣顆粒相運動方程
    2.3 DPM模型驗證
    2.4 本章小結
第3章 穩(wěn)定流場中夾帶氣泡最大尺寸影響因素探究
    3.1 計算模型簡介
    3.2 氣泡夾帶受力分析
    3.3 夾帶尺寸影響因素
    3.4 本章小結
第4章 自然循環(huán)鉛冷快堆泄漏事故氣泡遷移性能研究
    4.1 SNCLFR-100自然循環(huán)鉛冷快堆
    4.2 SNCLFR-100穩(wěn)態(tài)運行工況模擬
    4.3 泄漏面與監(jiān)測面設置
    4.4 穩(wěn)態(tài)流場與泄漏下的計算結果
        4.4.1 SNCLFR-100穩(wěn)態(tài)流場
        4.4.2 湍流效應對軌跡追蹤的影響
        4.4.3 SNCLFR發(fā)生泄漏后的氣泡追蹤分析
        4.4.4 氣泡遷移定量計算
    4.5 本章小結
第5章 強迫循環(huán)鉛冷快堆泄漏事故下氣泡遷移性能研究
    5.1 M²LFR強迫循環(huán)鉛冷快堆
    5.2 M²LFR穩(wěn)態(tài)工況模擬
    5.3 泄漏面與監(jiān)測面設置
    5.4 穩(wěn)態(tài)流場與泄漏下的計算結果
        5.4.1 M²LFR穩(wěn)態(tài)流場
        5.4.2 湍流效應對軌跡追蹤的影響
        5.4.3 M²LFR發(fā)生泄漏后的氣泡追蹤分析
        5.4.4 氣泡遷移定量計算
    5.5 強迫循環(huán)快堆與自然循環(huán)快堆氣泡遷移結果比較
    5.6 本章小結
第6章 總結與展望
    6.1 本文總結
    6.2 工作展望
參考文獻
致謝
在讀期間發(fā)表的學術論文與取得的其他研究成果



本文編號：3777481