池沸腾下朝向SA508钢表面临界热流密度特性试验研究

发布时间：2021-04-21 16:23

　　反应堆压力容器外部冷却（ERVC）是实现熔融物堆内滞留（IVR）的重要方案之一,而反应堆压力容器（RPV）外壁面的临界热流密度（CHF）决定了ERVC冷却能力的限值。为此建立小型CHF试验装置,并采用RPV用SA508钢制作试验块加热表面。以去离子水为试验工质,开展池沸腾下朝向CHF试验,研究真实RPV表面材料在不同倾角和过冷度条件下的CHF特性,及其老化效应对CHF的影响。结果表明:SA508钢表面极易氧化生锈,其CHF较不易生锈的铜和不锈钢表面要高;SA508钢表面CHF随倾角的增大而增加,但在30°附近存在转折,转折角以下范围内的CHF随倾角增加趋势不明显;CHF随过冷度的增加而增加,且基本呈线性变化。本试验有助于进一步认识RPV外壁面的CHF行为,为后续开展CHF增强方法研究奠定基础。 

【文章来源】：原子能科学技术. 2020,54(12)北大核心EICSCD

【文章页数】：7 页

【文章目录】：
1 试验装置
2 试验方法与数据处理
3 结果与讨论
    3.1 SA508钢表面的CHF结果
    3.2 过冷度对CHF的影响
    3.3 SA508钢的老化效应
4 结论


【参考文献】：
期刊论文
[1]纳米流体饱和池沸腾传热及CHF模型研究[J]. 毕景良,黄彦平,徐建军,柯道友.  原子能科学技术. 2017(06)
[2]真实表面材料及其老化效应对反应堆压力容器ERVC-CHF影响的试验研究[J]. 陆维,胡腾,赵宇峰,杨胜,常华健.  原子能科学技术. 2016(10)
[3]严重事故条件下压力容器下封头外表面临界热流密度实验研究[J]. 张震,熊万玉,王雄,卓文彬,李朋洲,臧金光,宋明亮.  核动力工程. 2016(05)
[4]两相流动中摇摆引起的附加作用分析[J]. 田道贵,孙立成,阎昌琪,刘国强.  核动力工程. 2013(06)
[5]核反应堆压力容器锻件用SA508系列钢的比较和分析[J]. 陈红宇,杜军毅,邓林涛,宋青坪.  大型铸锻件. 2008(01)



本文编号：3152088