核電廠發(fā)生嚴重事故時,壓力容器內(nèi)的堆芯材料溫度迅速升高,甚至發(fā)生熔化并坍塌落入壓力容器下封頭底部形成熔池。由于衰變熱的存在,熔池通過壓力容器外壁面源源不斷地向外傳遞熱量。區(qū)別于二代核電站,三代核電站采用了非能動的熔融物堆內(nèi)滯留(In-Vessel Retention,IVR)壓力容器外部冷卻(External Reactor Vessel Cooling,ERVC)嚴重事故預(yù)防和緩解措施來保證壓力容器下封頭的完整性,即:通過向堆腔注水淹沒壓力容器,依靠自然循環(huán)流動帶走壓力容器內(nèi)部的衰變熱。在這種情況下,衰變熱過高有可能導(dǎo)致壓力容器外部流體的膜態(tài)沸騰,造成傳熱條件惡化,使壓力容器壁面出現(xiàn)損傷。因此,確定自然循環(huán)條件下壓力容器下封頭表面的臨界熱流密度值(Critical Heat Flux,CHF)對核電廠安全具有重要的工程意義。國際上針對此項措施開展了多項研究。由于原型壓力容器尺寸太大,進行全尺寸實驗較為困難,有些學(xué)者開展了與原型壓力容器半徑相同的二維切片實驗得到了自然循環(huán)條件下壓力容器下封頭不同角度的臨界熱流密度值,為后續(xù)的實驗研究提供了數(shù)據(jù)參考。有研究者利用小尺寸的二維切片進行實驗,得...

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【學(xué)位級別】：碩士

【文章目錄】：
摘要
Abstract
第1章 緒論
    1.1 研究背景
    1.2 研究現(xiàn)狀
    1.3 研究內(nèi)容
第2章 實驗臺架與實驗方法
    2.1 實驗系統(tǒng)與關(guān)鍵設(shè)備
        2.1.1 實驗主系統(tǒng)
        2.1.2 實驗段系統(tǒng)
        2.1.3 給水與凈化系統(tǒng)
        2.1.4 電源系統(tǒng)
        2.1.4 實驗測點布置
        2.1.5 數(shù)據(jù)采集系統(tǒng)
    2.2 實驗內(nèi)容與實驗方法
        2.2.1 實驗工況
        2.2.2 實驗段熱效率
        2.2.3 實驗流程
    2.3 實驗數(shù)據(jù)的處理和不確定度分析
第3章 實驗結(jié)果
    3.1 實驗結(jié)果
        3.1.1 定熱流密度實驗結(jié)果分析
        3.1.2 CHF特性實驗工況結(jié)果分析
    3.2 與同類研究的對比和分析
        3.2.1 自然循環(huán)條件下二維切片尺寸效應(yīng)對CHF值的影響
        3.2.2 循環(huán)方式對CHF值的影響
        3.2.3 自然循環(huán)高度對CHF值的影響
第4章 總結(jié)及展望
    4.1 總結(jié)
    4.2 展望
參考文獻
攻讀碩士學(xué)位期間發(fā)表的論文及其它成果
致謝



本文編號：4024439