针对微孔涂层对反应堆压力容器下封头沸腾传热能力的强化作用的调查研究

发布时间：2021-08-06 02:27

　　核电厂堆芯熔融事故工况下反应堆压力容器产生的高热载荷最高达到～106W/m2。核态沸腾是公认的移除热量的方法,能有效地将反应堆压力容器温度维持在800℃以下。随着先进反应堆的不断发展和升级,优化核态沸腾率和临界热流密度（CHF）成了堆芯熔化事故下成功实现反应堆压力容器非能动冷却的关键。本文重点研究运用合适的表面涂层来提升压力容器下封头核态沸腾率和临界热流密度（CHF）极限,使得压力容器能够抵御事故工况下的高热载荷。考虑到整体优化性能,材料的耐久性,制造和应用的难易程度,金属多孔材料被认为是最合适的反应堆压力容器外表面涂层材料。 

【文章来源】：科技视界. 2020,(22)

【文章页数】：5 页

【部分图文】：

极端事故工况下的IVR-ERVC

1934年，日本科学家Nukiyama[1]最先总结出了池式沸腾在不同阶段的特性，并引入了沸腾曲线（图2）的概念。起先在温度并不高的情况下，热表面和冷却剂之间的换热靠热表面附近的高温流体与远离热表面的低温流体之间产生的自然对流。随着热表面温度的增高，气泡逐渐在热表面生成并离开热表面，传热能力也进一步增强。这个阶段就是核态沸腾传热阶段。当热表面温度继续升高，越来越多的气泡产生并相互干扰和合并，使得热表面热流密度到达一个极限值之后开始逐渐降低，即传热能力增强到一个极限后就开始下降。这个核态沸腾区域的最大热流密度就是临界热流密度（CHF），而因气泡的相互干扰和合并导致的热流密度下降区域称为过渡沸腾区。随着气泡相互干扰导致彼此合并得越来越多，传热能力进一步下降，最终会形成气膜覆盖整个热表面，冷却剂和热表面完全分离开，热交换主要靠热辐射来完成。综合比较四个沸腾阶段，核态沸腾无疑是最安全也是传热效率最高的。因此在堆芯熔融工况下的应急冷却设计中，需尽可能长的时间内让换热过程处于核态沸腾的状态下。

下封头传热


本文编号：3324886