發(fā)布時間：2021-04-21 16:23

　　反應堆壓力容器外部冷卻（ERVC）是實現(xiàn)熔融物堆內(nèi)滯留（IVR）的重要方案之一,而反應堆壓力容器（RPV）外壁面的臨界熱流密度（CHF）決定了ERVC冷卻能力的限值。為此建立小型CHF試驗裝置,并采用RPV用SA508鋼制作試驗塊加熱表面。以去離子水為試驗工質(zhì),開展池沸騰下朝向CHF試驗,研究真實RPV表面材料在不同傾角和過冷度條件下的CHF特性,及其老化效應對CHF的影響。結(jié)果表明:SA508鋼表面極易氧化生銹,其CHF較不易生銹的銅和不銹鋼表面要高;SA508鋼表面CHF隨傾角的增大而增加,但在30°附近存在轉(zhuǎn)折,轉(zhuǎn)折角以下范圍內(nèi)的CHF隨傾角增加趨勢不明顯;CHF隨過冷度的增加而增加,且基本呈線性變化。本試驗有助于進一步認識RPV外壁面的CHF行為,為后續(xù)開展CHF增強方法研究奠定基礎。 

【文章來源】：原子能科學技術. 2020,54(12)北大核心EICSCD

【文章頁數(shù)】：7 頁

【文章目錄】：
1 試驗裝置
2 試驗方法與數(shù)據(jù)處理
3 結(jié)果與討論
    3.1 SA508鋼表面的CHF結(jié)果
    3.2 過冷度對CHF的影響
    3.3 SA508鋼的老化效應
4 結(jié)論


【參考文獻】：
期刊論文
[1]納米流體飽和池沸騰傳熱及CHF模型研究[J]. 畢景良,黃彥平,徐建軍,柯道友.  原子能科學技術. 2017(06)
[2]真實表面材料及其老化效應對反應堆壓力容器ERVC-CHF影響的試驗研究[J]. 陸維,胡騰,趙宇峰,楊勝,常華健.  原子能科學技術. 2016(10)
[3]嚴重事故條件下壓力容器下封頭外表面臨界熱流密度實驗研究[J]. 張震,熊萬玉,王雄,卓文彬,李朋洲,臧金光,宋明亮.  核動力工程. 2016(05)
[4]兩相流動中搖擺引起的附加作用分析[J]. 田道貴,孫立成,閻昌琪,劉國強.  核動力工程. 2013(06)
[5]核反應堆壓力容器鍛件用SA508系列鋼的比較和分析[J]. 陳紅宇,杜軍毅,鄧林濤,宋青坪.  大型鑄鍛件. 2008(01)



本文編號：3152088