臨界熱流密度（CHF:Critical Heat Flux）是指因加熱表面偏離泡核沸騰或產(chǎn)生干涸,導(dǎo)致?lián)Q熱面發(fā)生傳熱惡化,引起傳熱表面溫度突升的現(xiàn)象,是一項重要的熱工水力參數(shù)。對于一般情況下的CHF研究,通常集中在高壓高流量條件下。而隨著小型模塊化堆（SMR）研究熱度的提升,低壓低流量自然循環(huán)條件下的CHF研究備受關(guān)注。本文針對鈾氫鋯型研究堆（TIRGA:Training,Research,Isotopes,General Atomics）實驗,對小型堆自然循環(huán)條件下的CHF進(jìn)行了數(shù)值分析。分別利用RELAP5/MOD3.3和TRACE熱工水力程序?qū)伟羰�、三棒束以及四棒束測試段實驗臺架進(jìn)行建模分析,工況范圍參照實驗工況條件,為:質(zhì)量流量為0-400kg/m²s、入口壓力為100-290kPa、過冷度為10-90K的自然循環(huán)條件。在TRIGA反應(yīng)堆模擬臺架實驗數(shù)據(jù)基礎(chǔ)上對程序中的CHF預(yù)測值進(jìn)行對比分析。主要結(jié)果為:（1）分別分析了兩程序中CHF預(yù)測值隨質(zhì)量流量、壓力、過冷度的變化趨勢。（2）分析了兩程序的CHF預(yù)測值與實驗值的誤差范圍。RELAP5程序計算誤差總... 

【文章來源】：華中科技大學(xué)湖北省 211工程院校 985工程院校 教育部直屬院校

【文章頁數(shù)】：86 頁

【學(xué)位級別】：碩士

【部分圖文】：

先進(jìn)小型壓水堆壓力容器剖面圖

圖 1-2 1934 年 Nukiyama 首次公開的―沸騰曲線‖展，人們逐漸意識到了臨界熱流密度的影響，當(dāng)超熱惡化。由于核能有著恒定的熱通量能量來源，以此隨著核能計劃的增加，沸騰速率限制的研究被重現(xiàn)開始，沸騰極限很快就被發(fā)現(xiàn)其高度依賴于系統(tǒng)材料等），盡管還不知道影響原因。隨著經(jīng)驗的增或關(guān)系式能夠準(zhǔn)確預(yù)測每個新系統(tǒng)在不同幾何形狀于沸騰限制的嚴(yán)重影響，大量的資金被用于實驗研礎(chǔ)科學(xué)研究還是核反應(yīng)堆等工業(yè)設(shè)施的設(shè)計和運萬計的公開數(shù)據(jù)點。因此，研究沸騰換熱問題，必有關(guān)流動沸騰 CHF 的研究主要表現(xiàn)在以下幾個方面法

華 中 科 技 大 學(xué) 碩 士 學(xué) 位 論 文1.4 本文研究內(nèi)容隨著小型堆等傳熱系統(tǒng)的發(fā)展，自然循環(huán)條件下 CHF 研究越來越受到重視。但相對于高壓高流量條件，低壓低流量條件下的可用 CHF 實驗數(shù)據(jù)庫及預(yù)測模型相對較少，且許多低流量條件下的 CHF 經(jīng)驗公式都是由高流量下 CHF 數(shù)據(jù)外推得到，誤差較大。本文針對小型堆自然循環(huán)條件，采用數(shù)值模擬的方法，對該工況下 CHF 開展相關(guān)研究。本文的研究技術(shù)路線圖如圖所示。

【參考文獻(xiàn)】：
期刊論文
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碩士論文
[1]矩形窄通道內(nèi)流動沸騰特性及CHF點的實驗與數(shù)值模擬[D]. 陳沖.江蘇大學(xué) 2016



本文編號：3327032