在經(jīng)歷三里島事故、切爾諾貝利事故以及福島核電事故后,核電安全的重要性更受到設(shè)計(jì)人員、運(yùn)行人員以及公眾的關(guān)注。當(dāng)核反應(yīng)堆發(fā)生破口事故并導(dǎo)致堆芯裸露后,應(yīng)急堆芯冷卻系統(tǒng)往堆內(nèi)再注水的冷卻過(guò)程中,堆芯上部將形成蒸汽夾帶大量液滴的滴狀流,為堆芯較熱區(qū)域提供先驅(qū)冷卻。本文針對(duì)堆內(nèi)的滴狀流傳熱過(guò)程,將采用Fluent開(kāi)展數(shù)值模擬研究。在數(shù)學(xué)模型方面,采用RNG k-?湍流模型和Mixture兩相流模型來(lái)開(kāi)展研究。針對(duì)輻射換熱,采用DO模型來(lái)考慮到高溫輻射換熱的影響。特別的,對(duì)滴狀流液滴在主流過(guò)熱蒸汽區(qū)中以及與加熱壁面隨機(jī)碰撞的相變傳熱機(jī)理開(kāi)展了理論分析,通過(guò)引入沸騰時(shí)間常數(shù)和壁面液滴蒸發(fā)面積份額因子,建立了滴狀流中液滴蒸發(fā)相變的機(jī)理模型。通過(guò)UDF程序?qū)⒁旱握舭l(fā)相變模型嵌入到Fluent中開(kāi)展復(fù)雜燃料組件內(nèi)滴狀流流動(dòng)傳熱計(jì)算。同時(shí),在數(shù)值計(jì)算中,通過(guò)UDF接口程序考慮了蒸發(fā)的密度、熱容、熱傳導(dǎo)率和粘度等受溫度變化的影響。在本研究中,采用圓管內(nèi)滴狀流的流動(dòng)傳熱實(shí)驗(yàn)數(shù)據(jù)對(duì)數(shù)值計(jì)算進(jìn)行了驗(yàn)證。對(duì)于復(fù)雜燃料組件,針對(duì)壓水堆中使用的帶繞絲燃料組件和帶定位格架燃料組件開(kāi)展了研究。分別分析了帶繞絲燃料組件與無(wú)繞... 

【文章來(lái)源】：重慶大學(xué)重慶市 211工程院校 985工程院校 教育部直屬院校

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【學(xué)位級(jí)別】：碩士

【部分圖文】：

壓水堆格架燃料結(jié)構(gòu)圖

由金屬繞絲和燃料棒束組成，如圖1.2 所示。本文將針對(duì)復(fù)雜燃料組件開(kāi)展滴狀流傳熱特性研究。圖 1.1 壓水堆格架燃料結(jié)構(gòu)圖Fig1.1 The structure diagram of the fuel assembly with spacer grid for PWR

圖 1.3 臨界后傳熱工況分類(lèi)Fig 1.3 Classification of critical heat transfer conditions為 post-DNB 流型示意圖。post-DNB 工況為低含汽率一般為 X<10%。因?yàn)槭窃诘秃氏鲁霈F(xiàn)的臨界工況潤(rùn)的前提下該處附近出現(xiàn)平斑，而其它處仍為液體。型示意圖。post-Dry out 工況為高含汽率（干涸）臨>10%。此時(shí)由于含汽率高，流道中只存在分散液滴，稱(chēng)模式是蒸汽與壁面、蒸汽與液滴的對(duì)流傳熱、壁面與25]通過(guò)進(jìn)行 CFD 數(shù)值模擬，重點(diǎn)關(guān)注于非絕熱高流量流到滴狀流的流動(dòng)特性。該研究開(kāi)發(fā)了一種考慮液滴型，以模擬干涸前和干涸后區(qū)域，并且使用局部模型用歐拉-歐拉方法來(lái)進(jìn)行模擬，對(duì)于干燥后區(qū)域，確定各種傳熱傳質(zhì)機(jī)制，其中包括壁面-汽體對(duì)流傳熱、液

【參考文獻(xiàn)】：
期刊論文
[1]低質(zhì)量流速下環(huán)形通道內(nèi)干涸后傳熱實(shí)驗(yàn)研究[J]. 李志輝,吳埃敏,賈斗南,秋穗正,聶常華.  西安交通大學(xué)學(xué)報(bào). 2004(07)
[2]垂直環(huán)形狹縫干涸后彌散流換熱研究[J]. 王增輝,劉瑞蘭,賈斗南,蘇光輝,秋穗正.  西安交通大學(xué)學(xué)報(bào). 2001(09)
[3]驟冷前沿區(qū)域傳熱特性實(shí)驗(yàn)研究[J]. 黃彥平,郎雪梅.  核動(dòng)力工程. 1998(02)
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本文編號(hào)：2924356