壓力容器外部冷卻（IVR-ERVC）是壓水堆核電站嚴(yán)重事故管理的重要措施,通過(guò)外部冷卻,將堆內(nèi)熔融物熱量排出,保證壓力容器下封頭完整性。大型先進(jìn)壓水堆由于功率提升以及設(shè)計(jì)尺寸改變,有必要驗(yàn)證其壓力容器（RPV）外壁臨界熱通量的大小。本文以大型先進(jìn)壓水堆在IVR-ERVC實(shí)施條件下,其RPV-保溫層流道中流動(dòng)及傳熱特性作為核心目標(biāo),對(duì)其下封頭外壁臨界熱通量進(jìn)行初步試驗(yàn)研究。本文首先分析了模擬研究對(duì)象,提出了試驗(yàn)設(shè)計(jì)方案與設(shè)計(jì)要求,設(shè)立了試驗(yàn)內(nèi)容。對(duì)流道流動(dòng)、沸騰傳熱及臨界熱通量影響較大的因素進(jìn)行了分析。主要試驗(yàn)內(nèi)容為在外部冷卻條件下,完全模擬實(shí)際流道流動(dòng)狀況,進(jìn)行下封頭外壁臨界熱通量（CHF）試驗(yàn),得到CHF數(shù)據(jù)。同時(shí)掌握ERVC系統(tǒng)循環(huán)流動(dòng)、沸騰傳熱特性以及流動(dòng)-保溫層相互作用規(guī)律。設(shè)計(jì)并建立了IVR-ERVC試驗(yàn)裝置平臺(tái)系統(tǒng)。其中,對(duì)試驗(yàn)裝置進(jìn)行了�；治�,使回路中流動(dòng)和傳熱特性、過(guò)程與原型IVR-ERVC系統(tǒng)相似,切實(shí)模擬原型堆ervc的實(shí)施過(guò)程。循環(huán)回路為閉式自然循環(huán)回路,滿足整體系統(tǒng)和控制容積的模化律。壓力容器-保溫層流道在形狀與結(jié)構(gòu)與原型一致,該流道以及加熱段構(gòu)成了本試驗(yàn)主裝... 

【文章來(lái)源】：上海交通大學(xué)上海市 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

【文章目錄】：
摘要
ABSTRACT
符號(hào)表
第一章 緒論
    1.1 研究背景與本文問(wèn)題的提出
    1.2 相關(guān)研究與應(yīng)用概況
        1.2.1 IVR緩解措施的提出和研發(fā)
        1.2.2 IVR緩解措施的方案
        1.2.3. IVR-ERVC沸騰傳熱及CHF特性規(guī)律的試驗(yàn)研究
    1.3 本文內(nèi)容
第二章 試驗(yàn)設(shè)計(jì)
    2.1 試驗(yàn)?zāi)繕?biāo)與要求
        2.1.1 試驗(yàn)?zāi)繕?biāo)
        2.1.2 試驗(yàn)要求
        2.1.3 試驗(yàn)內(nèi)容
    2.2 試驗(yàn)裝置平臺(tái)設(shè)計(jì)
        2.2.1 試驗(yàn)?zāi)M對(duì)象分析
        2.2.2 試驗(yàn)?zāi)M的功能要求
        2.2.3 試驗(yàn)裝置平臺(tái)設(shè)計(jì)方案
        2.2.4 試驗(yàn)裝置平臺(tái)主要設(shè)計(jì)參數(shù)
    2.3 �；：�
        2.3.1 校核目的
        2.3.2 �；瘻�(zhǔn)則
        2.3.3 校核結(jié)果
    2.4 本章小結(jié)
第三章 試驗(yàn)裝置平臺(tái)設(shè)計(jì)結(jié)果
    3.1 試驗(yàn)裝置平臺(tái)結(jié)構(gòu)
    3.2 試驗(yàn)本體設(shè)計(jì)
        3.2.1 本體結(jié)構(gòu)
        3.2.2 加熱塊設(shè)計(jì)
        3.2.3 試驗(yàn)本體測(cè)溫設(shè)計(jì)
    3.3 其他系統(tǒng)的構(gòu)成
        3.3.1 冷凝與冷卻系統(tǒng)
        3.3.2 壓力控制系統(tǒng)
        3.3.3 供水與預(yù)熱系統(tǒng)
        3.3.4 回路清洗系統(tǒng)
        3.3.5 循環(huán)冷卻系統(tǒng)
        3.3.6 測(cè)控系統(tǒng)
        3.3.7 電氣系統(tǒng)
    3.4 本章小結(jié)
第四章 試驗(yàn)裝置平臺(tái)調(diào)試
    4.1 調(diào)試方案及流程
    4.2 試驗(yàn)裝置檢查
        4.2.1 試驗(yàn)主裝置參數(shù)測(cè)量
        4.2.2 輔助與支持系統(tǒng)
        4.2.3 水密性試驗(yàn)
    4.3 儀表調(diào)試及標(biāo)定
        4.3.1 儀表種類(lèi)
        4.3.2 儀表標(biāo)定
    4.4 系統(tǒng)工況調(diào)節(jié)預(yù)試驗(yàn)
    4.5 散熱效率測(cè)試
    4.6 本章小結(jié)
第五章 基準(zhǔn)工況試驗(yàn)
    5.0 基準(zhǔn)工況條件
    5.1 基準(zhǔn)試驗(yàn)流程
    5.2 基準(zhǔn)試驗(yàn)設(shè)計(jì)
    5.3 試驗(yàn)過(guò)程
    5.4 試驗(yàn)結(jié)果
    5.5 現(xiàn)象與結(jié)果分析
    5.6 本章小結(jié)
第六章 全文總結(jié)與展望
    6.1 全文總結(jié)
    6.2 論文創(chuàng)新點(diǎn)
    6.3 對(duì)未來(lái)工作展望
參考文獻(xiàn)
致謝
攻讀碩士學(xué)位期間已發(fā)表或錄用的學(xué)術(shù)論文


【參考文獻(xiàn)】：
期刊論文
[1]全廠斷電事故下封頭熔池傳熱行為的研究[J]. 周衛(wèi)華,楊燕華,傅孝良,楊曉.  核動(dòng)力工程. 2010(06)
[2]安全殼在事故情況下的完整性分析[J]. 林誠(chéng)格,趙瑞昌,劉志弢.  核科學(xué)與工程. 2010(02)
[3]壓水堆核電廠嚴(yán)重事故下堆芯熔融物的冷卻研究[J]. 李琳,臧希年.  核安全. 2007(04)
[4]先進(jìn)壓水堆非能動(dòng)安全系統(tǒng)研究進(jìn)展[J]. 肖澤軍,卓文彬,陳炳德,白雪松,賈斗南.  核動(dòng)力工程. 2004(01)
[5]先進(jìn)堆嚴(yán)重事故對(duì)策[J]. 甘向陽(yáng),高祖瑛,張作義.  核動(dòng)力工程. 2000(06)
[6]輕水堆嚴(yán)重事故及可能的緩解措施[J]. 徐進(jìn)良,薛大知.  核動(dòng)力工程. 1998(05)



本文編號(hào)：3067017