自然循环下小型堆燃料组件临界热流密度数值分析

发布时间：2021-08-07 03:56

　　临界热流密度（CHF:Critical Heat Flux）是指因加热表面偏离泡核沸腾或产生干涸,导致换热面发生传热恶化,引起传热表面温度突升的现象,是一项重要的热工水力参数。对于一般情况下的CHF研究,通常集中在高压高流量条件下。而随着小型模块化堆（SMR）研究热度的提升,低压低流量自然循环条件下的CHF研究备受关注。本文针对铀氢锆型研究堆（TIRGA:Training,Research,Isotopes,General Atomics）实验,对小型堆自然循环条件下的CHF进行了数值分析。分别利用RELAP5/MOD3.3和TRACE热工水力程序对单棒束、三棒束以及四棒束测试段实验台架进行建模分析,工况范围参照实验工况条件,为:质量流量为0-400kg/m²s、入口压力为100-290kPa、过冷度为10-90K的自然循环条件。在TRIGA反应堆模拟台架实验数据基础上对程序中的CHF预测值进行对比分析。主要结果为:（1）分别分析了两程序中CHF预测值随质量流量、压力、过冷度的变化趋势。（2）分析了两程序的CHF预测值与实验值的误差范围。RELAP5程序计算误差总... 

【文章来源】：华中科技大学湖北省 211工程院校 985工程院校 教育部直属院校

【文章页数】：86 页

【学位级别】：硕士

【部分图文】：

先进小型压水堆压力容器剖面图

图 1-2 1934 年 Nukiyama 首次公开的―沸腾曲线‖展，人们逐渐意识到了临界热流密度的影响，当超热恶化。由于核能有着恒定的热通量能量来源，以此随着核能计划的增加，沸腾速率限制的研究被重现开始，沸腾极限很快就被发现其高度依赖于系统材料等），尽管还不知道影响原因。随着经验的增或关系式能够准确预测每个新系统在不同几何形状于沸腾限制的严重影响，大量的资金被用于实验研础科学研究还是核反应堆等工业设施的设计和运万计的公开数据点。因此，研究沸腾换热问题，必有关流动沸腾 CHF 的研究主要表现在以下几个方面法

华 中 科 技 大 学 硕 士 学 位 论 文1.4 本文研究内容随着小型堆等传热系统的发展，自然循环条件下 CHF 研究越来越受到重视。但相对于高压高流量条件，低压低流量条件下的可用 CHF 实验数据库及预测模型相对较少，且许多低流量条件下的 CHF 经验公式都是由高流量下 CHF 数据外推得到，误差较大。本文针对小型堆自然循环条件，采用数值模拟的方法，对该工况下 CHF 开展相关研究。本文的研究技术路线图如图所示。

【参考文献】：
期刊论文
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硕士论文
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本文编号：3327032