超臨界水冷堆（Supercritical Water-cooled Reactor,SCWR）熱效率高,系統(tǒng)簡單,安全性好,是第四代核能系統(tǒng)唯一水冷反應(yīng)堆堆型,也是我國重點(diǎn)研發(fā)的堆型之一,發(fā)展前景廣闊。SCWR堆芯流道復(fù)雜狹小,堆芯棒束承受高熱流密度和強(qiáng)核熱耦合,熱工水力是技術(shù)研發(fā)難點(diǎn)。本文通過試驗(yàn)手段,對SCWR類三角形子通道中流動摩擦阻力特性進(jìn)行深入研究,研究結(jié)果可為SCWR的堆芯熱工水力設(shè)計(jì)及安全運(yùn)行提供試驗(yàn)依據(jù)。在壓力為11²8 MPa跨臨界壓力工況下,熱流密度為200⁸00 k W/m2,質(zhì)量流速為700¹300 kg/（m2·s）的參數(shù)范圍內(nèi),通過試驗(yàn)研究的方法對棒徑8 mm,柵距比為1.4的類三角形子通道內(nèi)水的流動摩擦阻力特性開展了系統(tǒng)研究,分析了子通道內(nèi)水流動摩擦阻力特性。將試驗(yàn)數(shù)據(jù)與經(jīng)典關(guān)聯(lián)式計(jì)算結(jié)果進(jìn)行對比,評價了關(guān)聯(lián)式的預(yù)測能力和計(jì)算精度。提出適用于超臨界水冷堆堆芯非圓子通道內(nèi)摩擦阻力計(jì)算的關(guān)聯(lián)式,并校核了公式計(jì)算精度。對堆芯類三角形子通道內(nèi)水流動摩擦阻力特性進(jìn)行了試驗(yàn)研究,研究發(fā)現(xiàn):子通道內(nèi)單相水... 

【文章來源】：華北水利水電大學(xué)河南省

【文章頁數(shù)】：76 頁

【學(xué)位級別】：碩士

【部分圖文】：

核電技術(shù)發(fā)展過程

圖 1-2 超臨界水冷堆原理圖Fig1-2 Supercritical Water Cooled Rector界水冷堆研究現(xiàn)狀 年日本東京大學(xué) Oka 教授等提出了以超臨界水作為冷卻劑吸熱后進(jìn)想。1998 年日本開始第一步 SCWR 研發(fā)工作，開展了“超臨界水冷”項(xiàng)目，這也是國際上關(guān)于 SCWR 比較早的研究工作[13]。此后，美國國等國家的相關(guān)研究機(jī)構(gòu)開始了系統(tǒng)的 SCWR 熱工水力研究工作，性問題[ 14 ~ 18 ]。歐盟的卡爾斯魯厄研究中心開展了高性能輕水nce Light Water Reactor，HPLWR）研究計(jì)劃[19]。美國的愛德華國家實(shí)實(shí)驗(yàn)室麻省理工學(xué)院等眾多著名機(jī)構(gòu)和高校開展了 SCWR 研發(fā)計(jì)劃 CANDU-X 第四代反應(yīng)堆設(shè)計(jì)，相關(guān)研究由加拿大原子能公司負(fù)責(zé)構(gòu)和高等院校共同開展了材料腐蝕試驗(yàn)、核燃料循環(huán)使用、超臨界水布置設(shè)計(jì)等一系列研究[21-22]。 SCWR 相關(guān)研究工作相比國際上落后幾年，上海交通大學(xué)、中國核西安交通大學(xué)等高校及科研院所較早對超臨界水冷堆子通道內(nèi)超臨

水力d/42.2試驗(yàn)2.2.1 試本試力直徑/mm4.93驗(yàn)參數(shù)的試驗(yàn)參數(shù)試驗(yàn)中測量FiTable 2-1長度L/mm1000的測量和數(shù)數(shù)的測量量參數(shù)包括圖 2-4 試驗(yàn)g. 2-4 The st表 2-1The structu數(shù)據(jù)采集質(zhì)量流量、驗(yàn)段布置方式tructure of ex1 試驗(yàn)段結(jié)構(gòu)re paramete管壁厚度mm2.5壓力、壓差式及連接圖xperiment tu構(gòu)參數(shù)er of experim堆差，進(jìn)出口ubemental tube堆芯直徑mm8口水的溫度柵距1.、試驗(yàn)段壁距比.4壁面溫

【參考文獻(xiàn)】：
期刊論文
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碩士論文
[1]超臨界水冷堆類三角形子通道內(nèi)超臨界水傳熱的試驗(yàn)研究[D]. 路統(tǒng).華北水利水電大學(xué) 2015
[2]反應(yīng)堆類四邊形子通道內(nèi)超臨界水流動傳熱特性研究[D]. 趙鵬飛.華北水利水電大學(xué) 2014



本文編號：3047112