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内置换料水箱自然对流与热分层现象的全局特性研究

发布时间:2021-01-03 19:48
  在发生非破口事故时,内置换料水箱与非能动余热排出热交换器在导出堆芯余热方面起着至关重要的作用。本文分别采用粒子图像测速(PIV)和激光诱导荧光(LIF)技术对内置换料水箱内部的自然对流和热分层现象开展实验研究,以期优化内置换料水箱和非能动余热排出系统的设计,提高反应堆安全系统的可靠性和经济性。本文依据H2TS比例分析方法,结合自然对流现象的理论分析,获得了原型装置与实验装置之间需要满足的等比缩小比值。使用PC板和不锈钢搭建了实验本底框架,内置五根C型电加热管,并搭建了光学诊断平台、热电偶测温系统等配套系统。然后使用PIV技术对水箱三个轴向上共计12个平面处的流场进行了拍摄,获得三组恒定加热功率及两组变加热功率条件下的各平面处流场演变规律。尝试使用LIF测温技术对X-3平面处热分层现象的演变进行了研究,并使用点对点标定方法开展后处理,获得的全场性温度场数据直观反映了水箱内热分层现象的演变。研究结果表明,在C型加热管束及其周围区域由于热驱动力较大而存在一个剧烈的上升流,且随着加热量的累积,上升流做能达到的最大高度不断降低,并出现向两周壁面的扩散区。扩散区两侧冷热流体的交混产生大量的小漩涡,... 

【文章来源】:哈尔滨工程大学黑龙江省 211工程院校

【文章页数】:80 页

【学位级别】:硕士

【部分图文】:

内置换料水箱自然对流与热分层现象的全局特性研究


AP1000非能动堆芯冷却系统关键设备依据国家的最新部署,CAP1400核电机组在山东石岛湾开工建设,作为我国自主

运行图,非能动余热排出系统,运行图


设备有内置换料水箱(IRWST)、非能动余热排出热交换器(PRHR HX)以及其他配套的管道、阀门等。图1.2 非能动余热排出系统运行图非能动系统概念的提出对核电站安全系统的设计是一个新的命题,与传统二代核电站相比,AP1000 的非能动设计大幅度的减少了安全系统的设备与部件,其中阀门、泵、安全级管道、电缆及抗震厂房容积分别减少了约 50%,35%,80%,70%以及 45%。同时也带来了良好的经济性,使得该堆芯具有较好的商业化竞争优势。自非能动余热排出概念提出以来

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1.3 所示为间接加热模式下三种模式的示意图。(a)加热管浸入水箱 (b)外接换热器 c)地幔热交换器图1.3 间接加热三种模式示意图Caldwell 和 Bahnfleth[66]等人提出了几种针对储热水箱热分层的行为建模,图 1.4 所示为一种典型的物理模型划分图。该模型将整个水箱划分为若干等分小体积元,同时依据温度分层和热平衡两种不同的模型,分别使用不同的分析方程并考虑不同的使用条件。与此同时,Jose 和 Francisco[67]等人使用一维温度分层的关系式推导出热分层数(stratification number, Str)来评估水箱内流体热分层情况,当 Str=0 时,表明无热分层,当 Str=1 时,表明完全热分层。图1.4 储热水箱物理结构图已有的研究表明

【参考文献】:
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博士论文
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硕士论文
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[4]非能动余热排出换热器换热特性研究及换热模型验证[D]. 李常伟.哈尔滨工程大学 2013
[5]先进压水堆非能动余热排出热交换器传热性能研究与计算[D]. 王争昪.华东理工大学 2012
[6]非能动安全系统换热器的强化传热方法[D]. 刘佳.哈尔滨工程大学 2010
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[9]管外自然对流及沸腾强化换热实验研究[D]. 尹莹.哈尔滨工程大学 2007
[10]封闭腔内高瑞利数(Ra)层流与湍流自然对流数值模拟[D]. 马洪林.华中科技大学 2004



本文编号:2955385

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