核電廠堆芯熔融事故工況下反應(yīng)堆壓力容器產(chǎn)生的高熱載荷最高達(dá)到～106W/m2。核態(tài)沸騰是公認(rèn)的移除熱量的方法,能有效地將反應(yīng)堆壓力容器溫度維持在800℃以下。隨著先進(jìn)反應(yīng)堆的不斷發(fā)展和升級(jí),優(yōu)化核態(tài)沸騰率和臨界熱流密度（CHF）成了堆芯熔化事故下成功實(shí)現(xiàn)反應(yīng)堆壓力容器非能動(dòng)冷卻的關(guān)鍵。本文重點(diǎn)研究運(yùn)用合適的表面涂層來(lái)提升壓力容器下封頭核態(tài)沸騰率和臨界熱流密度（CHF）極限,使得壓力容器能夠抵御事故工況下的高熱載荷�？紤]到整體優(yōu)化性能,材料的耐久性,制造和應(yīng)用的難易程度,金屬多孔材料被認(rèn)為是最合適的反應(yīng)堆壓力容器外表面涂層材料。 

【文章來(lái)源】：科技視界. 2020,(22)

【文章頁(yè)數(shù)】：5 頁(yè)

【部分圖文】：

極端事故工況下的IVR-ERVC

1934年，日本科學(xué)家Nukiyama[1]最先總結(jié)出了池式沸騰在不同階段的特性，并引入了沸騰曲線（圖2）的概念。起先在溫度并不高的情況下，熱表面和冷卻劑之間的換熱靠熱表面附近的高溫流體與遠(yuǎn)離熱表面的低溫流體之間產(chǎn)生的自然對(duì)流。隨著熱表面溫度的增高，氣泡逐漸在熱表面生成并離開(kāi)熱表面，傳熱能力也進(jìn)一步增強(qiáng)。這個(gè)階段就是核態(tài)沸騰傳熱階段。當(dāng)熱表面溫度繼續(xù)升高，越來(lái)越多的氣泡產(chǎn)生并相互干擾和合并，使得熱表面熱流密度到達(dá)一個(gè)極限值之后開(kāi)始逐漸降低，即傳熱能力增強(qiáng)到一個(gè)極限后就開(kāi)始下降。這個(gè)核態(tài)沸騰區(qū)域的最大熱流密度就是臨界熱流密度（CHF），而因氣泡的相互干擾和合并導(dǎo)致的熱流密度下降區(qū)域稱(chēng)為過(guò)渡沸騰區(qū)。隨著氣泡相互干擾導(dǎo)致彼此合并得越來(lái)越多，傳熱能力進(jìn)一步下降，最終會(huì)形成氣膜覆蓋整個(gè)熱表面，冷卻劑和熱表面完全分離開(kāi)，熱交換主要靠熱輻射來(lái)完成。綜合比較四個(gè)沸騰階段，核態(tài)沸騰無(wú)疑是最安全也是傳熱效率最高的。因此在堆芯熔融工況下的應(yīng)急冷卻設(shè)計(jì)中，需盡可能長(zhǎng)的時(shí)間內(nèi)讓換熱過(guò)程處于核態(tài)沸騰的狀態(tài)下。

下封頭傳熱


本文編號(hào)：3324886