乏燃料棒束池式沸腾条件下的传热行为实验研究

发布时间：2024-03-03 22:57

　　日本福岛核事故引起了国内外核电领域科研人员对乏燃料水池安全性的高度关注,特别是水池冷却系统失效后池内乏燃料组件的传热行为。乏燃料水池内乏燃料组件的管束通道,由于其特殊的几何结构,两相沸腾换热特性相对复杂。对于乏燃料水池中的大容器池式沸腾传热,国内外对其关注与研究较少,该条件下的两相沸腾行为、流动特性与换热机理有待进一步研究。基于以上原因,本文对乏燃料水池垂直管束间两相流沸腾换热特性展开研究。本文搭建了乏燃料水池沸腾实验台架,通过一组直径9.6mm,长度4800mm的9X9不锈钢垂直管束模拟乏燃料组件,开展了多组不同工况下池式沸腾实验,测得池式沸腾下的管束与水的换热系数,并获得沿竖直方向上换热系数的变化规律。实验台架安装了可视化装置,利用高速摄像技术,对管束通道内的气泡流型进行了辨别与归类,揭示了在池式沸腾情况下气泡流型与换热系数的关联。此外通过实验数据,分析研究了不同热流密度与不同初始水温对乏燃料组件传热系数的影响。评价和分析了整个乏燃料水池出现池式沸腾时的安全性问题。结果表明,乏燃料水池在饱和沸腾阶段,没有发生DNB现象,证明了乏燃料在水的覆盖下不会发生传热恶化,甚至在部分裸露情况下...

【文章页数】：56 页

【学位级别】：硕士

【部分图文】：

图１－１?２Ｘ３管束子通道尺寸??

最后通过实验得出加热棒束在不同喷淋工况下的温度分布以及乏燃料??棒自身衰功率对于其安全性的影响。??１．２．２垂直管束间通道换热特性研究??国内外对水平管束的换热特性实验研究比较丰富［１７—２Ｇ１，相对于水平管束实验??研究，垂直管束间的换热特性实验研宄比较少。一般认为，对于狭窄....

图1-2垂直管束间气泡流型分布图

［２６１研宄了?３Ｘ３垂直管束的沸腾换热特性，主要研宄其沸腾起置。在实验中通过改变热流密度及入口温度与流量研宄管壁与特性，并且预测ＯＮＢ点起始位置，同时通过高速摄像技术，研度及换热特性。??和Ｓｈｏｕｋｒｉ１２７１对多管朿的沸腾换热特性进行了实验研宄，其中包括了?３Ｘ１至９ｘ３等....

图２－１?ＡＰ１０００乏燃料水池结构图??＇

华北电力大学硕士学位论文??第２章实验台架与实验方法??１乏燃料水池沸腾实验比例分析方法??以ＡＰ１０００的乏燃料水池为实验研宄对象，需要对乏燃料水池的几何结构行分析。ＡＰ１０００乏燃料水池深１３ｍ，容积６８５．１６ｍ３。储存格架可以储存８８燃料组件（８８４个乏燃料组件和５个破损....

图２－２乏燃料水池沸腾实验系统图??２．２．１

乏燃料水池的池式沸腾实验主要系统包括了如下五个部分：１．实验段主系统；??２．给水与净化系统；３．实验控制系统；４．数据采集系统；５．辅助设施与设备。乏燃??料水池沸腾实验系统图如下图２－２所示：??给水阀??ｐｉ?????「ｉＳ７Ｋ???栗—ｊ?舰器白?Ｌ＿？＿ｊ?ｖ??！?１....

本文编号：3918482