IVR-ERVC全尺寸下封头外壁临界热通量和流道流动试验初步研究

发布时间：2021-03-06 11:27

　　压力容器外部冷却（IVR-ERVC）是压水堆核电站严重事故管理的重要措施,通过外部冷却,将堆内熔融物热量排出,保证压力容器下封头完整性。大型先进压水堆由于功率提升以及设计尺寸改变,有必要验证其压力容器（RPV）外壁临界热通量的大小。本文以大型先进压水堆在IVR-ERVC实施条件下,其RPV-保温层流道中流动及传热特性作为核心目标,对其下封头外壁临界热通量进行初步试验研究。本文首先分析了模拟研究对象,提出了试验设计方案与设计要求,设立了试验内容。对流道流动、沸腾传热及临界热通量影响较大的因素进行了分析。主要试验内容为在外部冷却条件下,完全模拟实际流道流动状况,进行下封头外壁临界热通量（CHF）试验,得到CHF数据。同时掌握ERVC系统循环流动、沸腾传热特性以及流动-保温层相互作用规律。设计并建立了IVR-ERVC试验装置平台系统。其中,对试验装置进行了模化分析,使回路中流动和传热特性、过程与原型IVR-ERVC系统相似,切实模拟原型堆ervc的实施过程。循环回路为闭式自然循环回路,满足整体系统和控制容积的模化律。压力容器-保温层流道在形状与结构与原型一致,该流道以及加热段构成了本试验主装... 

【文章来源】：上海交通大学上海市 211工程院校 985工程院校 教育部直属院校

【文章页数】：118 页

【学位级别】：硕士

【文章目录】：
摘要
ABSTRACT
符号表
第一章 绪论
    1.1 研究背景与本文问题的提出
    1.2 相关研究与应用概况
        1.2.1 IVR缓解措施的提出和研发
        1.2.2 IVR缓解措施的方案
        1.2.3. IVR-ERVC沸腾传热及CHF特性规律的试验研究
    1.3 本文内容
第二章 试验设计
    2.1 试验目标与要求
        2.1.1 试验目标
        2.1.2 试验要求
        2.1.3 试验内容
    2.2 试验装置平台设计
        2.2.1 试验模拟对象分析
        2.2.2 试验模拟的功能要求
        2.2.3 试验装置平台设计方案
        2.2.4 试验装置平台主要设计参数
    2.3 模化校核
        2.3.1 校核目的
        2.3.2 模化准则
        2.3.3 校核结果
    2.4 本章小结
第三章 试验装置平台设计结果
    3.1 试验装置平台结构
    3.2 试验本体设计
        3.2.1 本体结构
        3.2.2 加热块设计
        3.2.3 试验本体测温设计
    3.3 其他系统的构成
        3.3.1 冷凝与冷却系统
        3.3.2 压力控制系统
        3.3.3 供水与预热系统
        3.3.4 回路清洗系统
        3.3.5 循环冷却系统
        3.3.6 测控系统
        3.3.7 电气系统
    3.4 本章小结
第四章 试验装置平台调试
    4.1 调试方案及流程
    4.2 试验装置检查
        4.2.1 试验主装置参数测量
        4.2.2 辅助与支持系统
        4.2.3 水密性试验
    4.3 仪表调试及标定
        4.3.1 仪表种类
        4.3.2 仪表标定
    4.4 系统工况调节预试验
    4.5 散热效率测试
    4.6 本章小结
第五章 基准工况试验
    5.0 基准工况条件
    5.1 基准试验流程
    5.2 基准试验设计
    5.3 试验过程
    5.4 试验结果
    5.5 现象与结果分析
    5.6 本章小结
第六章 全文总结与展望
    6.1 全文总结
    6.2 论文创新点
    6.3 对未来工作展望
参考文献
致谢
攻读硕士学位期间已发表或录用的学术论文


【参考文献】：
期刊论文
[1]全厂断电事故下封头熔池传热行为的研究[J]. 周卫华,杨燕华,傅孝良,杨晓.  核动力工程. 2010(06)
[2]安全壳在事故情况下的完整性分析[J]. 林诚格,赵瑞昌,刘志弢.  核科学与工程. 2010(02)
[3]压水堆核电厂严重事故下堆芯熔融物的冷却研究[J]. 李琳,臧希年.  核安全. 2007(04)
[4]先进压水堆非能动安全系统研究进展[J]. 肖泽军,卓文彬,陈炳德,白雪松,贾斗南.  核动力工程. 2004(01)
[5]先进堆严重事故对策[J]. 甘向阳,高祖瑛,张作义.  核动力工程. 2000(06)
[6]轻水堆严重事故及可能的缓解措施[J]. 徐进良,薛大知.  核动力工程. 1998(05)



本文编号：3067017