日本福島核事故引起了國內(nèi)外核電領(lǐng)域科研人員對(duì)乏燃料水池安全性的高度關(guān)注,特別是水池冷卻系統(tǒng)失效后池內(nèi)乏燃料組件的傳熱行為。乏燃料水池內(nèi)乏燃料組件的管束通道,由于其特殊的幾何結(jié)構(gòu),兩相沸騰換熱特性相對(duì)復(fù)雜。對(duì)于乏燃料水池中的大容器池式沸騰傳熱,國內(nèi)外對(duì)其關(guān)注與研究較少,該條件下的兩相沸騰行為、流動(dòng)特性與換熱機(jī)理有待進(jìn)一步研究。基于以上原因,本文對(duì)乏燃料水池垂直管束間兩相流沸騰換熱特性展開研究。本文搭建了乏燃料水池沸騰實(shí)驗(yàn)臺(tái)架,通過一組直徑9.6mm,長度4800mm的9X9不銹鋼垂直管束模擬乏燃料組件,開展了多組不同工況下池式沸騰實(shí)驗(yàn),測得池式沸騰下的管束與水的換熱系數(shù),并獲得沿豎直方向上換熱系數(shù)的變化規(guī)律。實(shí)驗(yàn)臺(tái)架安裝了可視化裝置,利用高速攝像技術(shù),對(duì)管束通道內(nèi)的氣泡流型進(jìn)行了辨別與歸類,揭示了在池式沸騰情況下氣泡流型與換熱系數(shù)的關(guān)聯(lián)。此外通過實(shí)驗(yàn)數(shù)據(jù),分析研究了不同熱流密度與不同初始水溫對(duì)乏燃料組件傳熱系數(shù)的影響。評(píng)價(jià)和分析了整個(gè)乏燃料水池出現(xiàn)池式沸騰時(shí)的安全性問題。結(jié)果表明,乏燃料水池在飽和沸騰階段,沒有發(fā)生DNB現(xiàn)象,證明了乏燃料在水的覆蓋下不會(huì)發(fā)生傳熱惡化,甚至在部分裸露情況下...

【文章頁數(shù)】：56 頁

【學(xué)位級(jí)別】：碩士

【部分圖文】：

圖１－１?２Ｘ３管束子通道尺寸??

最后通過實(shí)驗(yàn)得出加熱棒束在不同噴淋工況下的溫度分布以及乏燃料??棒自身衰功率對(duì)于其安全性的影響。??１．２．２垂直管束間通道換熱特性研究??國內(nèi)外對(duì)水平管束的換熱特性實(shí)驗(yàn)研究比較豐富［１７—２Ｇ１，相對(duì)于水平管束實(shí)驗(yàn)??研究，垂直管束間的換熱特性實(shí)驗(yàn)研宄比較少。一般認(rèn)為，對(duì)于狹窄....

圖1-2垂直管束間氣泡流型分布圖

［２６１研宄了?３Ｘ３垂直管束的沸騰換熱特性，主要研宄其沸騰起置。在實(shí)驗(yàn)中通過改變熱流密度及入口溫度與流量研宄管壁與特性，并且預(yù)測ＯＮＢ點(diǎn)起始位置，同時(shí)通過高速攝像技術(shù)，研度及換熱特性。??和Ｓｈｏｕｋｒｉ１２７１對(duì)多管朿的沸騰換熱特性進(jìn)行了實(shí)驗(yàn)研宄，其中包括了?３Ｘ１至９ｘ３等....

圖２－１?ＡＰ１０００乏燃料水池結(jié)構(gòu)圖??＇

華北電力大學(xué)碩士學(xué)位論文??第２章實(shí)驗(yàn)臺(tái)架與實(shí)驗(yàn)方法??１乏燃料水池沸騰實(shí)驗(yàn)比例分析方法??以ＡＰ１０００的乏燃料水池為實(shí)驗(yàn)研宄對(duì)象，需要對(duì)乏燃料水池的幾何結(jié)構(gòu)行分析。ＡＰ１０００乏燃料水池深１３ｍ，容積６８５．１６ｍ３。儲(chǔ)存格架可以儲(chǔ)存８８燃料組件（８８４個(gè)乏燃料組件和５個(gè)破損....

圖２－２乏燃料水池沸騰實(shí)驗(yàn)系統(tǒng)圖??２．２．１

乏燃料水池的池式沸騰實(shí)驗(yàn)主要系統(tǒng)包括了如下五個(gè)部分：１．實(shí)驗(yàn)段主系統(tǒng)；??２．給水與凈化系統(tǒng)；３．實(shí)驗(yàn)控制系統(tǒng)；４．?dāng)?shù)據(jù)采集系統(tǒng)；５．輔助設(shè)施與設(shè)備。乏燃??料水池沸騰實(shí)驗(yàn)系統(tǒng)圖如下圖２－２所示：??給水閥??ｐｉ?????「ｉＳ７Ｋ???栗—ｊ?艦器白?Ｌ＿？＿ｊ?ｖ??！?１....

本文編號(hào)：3918482