SMR反应堆水池热分层现象机理研究

发布时间：2020-12-02 12:22

　　由于温度梯度和浮力引起的流动,热分层是核电站被动散热系统（PHRS）中的一种常见情况,在这种系统中,流体最初是静止的,热量是通过自然对流来去除的。在主蒸汽管路断裂（MSLB）或冷却剂损失事故（LOCA）期间,小型模块式反应堆（SMR）的反应堆池（PHRS）可能会发生这种情况。由于安全壳在发生事故时会向反应堆池释放热量,因此对这种自然流场的研究,对于任何潜在的热分层都是非常重要的。NuScale是这样一种小型模块式反应堆,作为一种设计良好的轻水反应堆,具有广阔的发展前景。这个反应堆的安全壳放在一池水里,以便在发生任何事故时自然冷却钢制安全壳。为了对反应器池内的自然循环进行研究,进行了实验和模拟研究。实验使用了一个规模约为NuScale实际单个模块大小的1/21的设施。反应堆池的衰变热是通过在安全壳内安装加热棒来提供的。在反应堆池内的不同位置以及沿小安全壳的高度使用了不同层的热电偶来测量关键区域的温度。为了测量池内的速度场,采用了粒子图像测速技术（PIV）。在CFD中模拟了相同的参数。利用商用CFD软件ANSYS FLUENT,采用多种湍流模型进行了数值模拟。热电偶和PIV的实验结果表明,... 

【文章来源】：华北电力大学(北京)北京市 211工程院校 教育部直属院校

【文章页数】：71 页

【学位级别】：硕士

【文章目录】：
摘要
ABSTRACT
CHAPTER 1. INTRODUCTION
    1.1 RESEARCH SIGNIFICANCE
    1.2 RESEARCH STATUS
    1.3 RESEARCH PLAN
        1.3.1 Methodology
        1.3.2 Feasibility
CHAPTER 2. EXPERIMENTAL STUDIES
    2.1 EXPERIMENT APPARATUS
        2.1.1 Heating control system
        2.1.2 Data acquisition system
    2.2 EXPERIMENTAL PROCEDURE
CHAPTER 3. EXPERIMENTAL RESULTS
    3.1 TEMPERATURE
    3.2 VELOCITY
    3.3 CONCLUSION
CHAPTER 4. NUMERICAL VERIFICATION
    4.1 TURBULENCE MODELS
    4.2 CFD SIMULATION
CHAPTER 5. NUMERICAL RESULTS
    5.1 MODELS ANALYSIS
    5.2 K-EPSILON STUDIES
    5.3 CONCLUSION
CHAPTER 6. RESULTS COMPARISON
    6.1 STRATIFICATION NUMBER
CHAPTER 7. CONCLUSION AND FURTHER WORK
REFERENCES
PUBLICATIONS
ACKNOWLEDGEMENTS



本文编号：2895303