鉛基反應堆具備優(yōu)良的中子物理、熱工水力和化學等安全特性,成為近年來先進反應堆的研究熱點。鉛基堆通常采用池式結構設計,二回路利用蒸汽發(fā)生器（換熱器）將高壓過冷水引入主容器與高溫液態(tài)金屬進行換熱,使得傳熱管兩側存在較大的壓差和溫差,這種工況下發(fā)生蒸汽發(fā)生器傳熱管破裂（Steam Generator Tube Rupture,SGTR）事故的概率不能忽視。事故后引起的蒸汽遷移、壓力波動以及溫度瞬變等熱工水力問題可能會嚴重威脅反應堆的安全。本文基于鉛基堆SGTR事故帶來的熱工水力問題,開展了水與鉛鉍（Lead Bismuth Eutectic,LBE）接觸后的水力（蒸汽遷移）單獨效應和水力/熱力（溫度瞬變）耦合效應的機理研究,獲得了水與鉛鉍相互作用的物理規(guī)律,并校核驗證了分析程序。在此基礎上開展了鉛基堆SGTR全堆芯整體效應的全尺度模擬。主要的研究工作如下:（1）蒸汽遷移深度單獨效應機理研究:通過設計和搭建氣體注入兩相流實驗裝置,開展了高速氣體20～100m/s、噴管口徑4～10mm注入水介質中的遷移深度水力相似性實驗。結果顯示氣體在水中形成氣泡空腔,最大遷移深度達到127mm。遷移深度與氣體... 

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【學位級別】：博士

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摘要
ABSTRACT
第一章 引言
    1.1 研究背景
        1.1.1 鉛基堆發(fā)展概況
        1.1.2 鉛基堆SGTR事故簡介
    1.2 研究現(xiàn)狀
        1.2.1 鉛基堆SGTR事故實驗研究進展
        1.2.2 鉛基堆SGTR事故數(shù)值研究進展
    1.3 研究目標和意義
    1.4 主要內容和結構
第二章 實驗及數(shù)值模擬理論
    2.1 實驗基本理論
        2.1.1 水力作用模型
        2.1.2 熱力作用模型
        2.1.3 量綱分析理論
    2.2 數(shù)值模擬基本理論
        2.2.1 基本微分方程
        2.2.2 基本物理模型
    2.3 本章小節(jié)
第三章 蒸汽遷移深度單獨效應機理研究
    3.1 蒸汽遷移深度實驗研究
        3.1.1 實驗裝置及方法
        3.1.2 實驗結果與分析
        3.1.3 實驗誤差分析
    3.2 蒸汽遷移深度數(shù)值模擬研究
        3.2.1 計算模型
        3.2.2 計算結果與分析
    3.3 本章小結
第四章 壓力波動和溫度瞬變耦合效應機理研究
    4.1 壓力波動和溫度瞬變實驗研究
        4.1.1 實驗裝置及方法
        4.1.2 實驗結果與分析
        4.1.3 實驗誤差分析
    4.2 壓力波動和溫度瞬變數(shù)值模擬研究
        4.2.1 計算模型
        4.2.2 計算結果與分析
    4.3 本章小節(jié)
第五章 鉛基堆SGTR熱工安全特性整體效應數(shù)值模擬
    5.1 計算模型與穩(wěn)態(tài)分析
        5.1.1 鉛基堆系統(tǒng)介紹
        5.1.2 計算模型
        5.1.3 穩(wěn)態(tài)分析
    5.2 蒸汽遷移特性分析
        5.2.1 破裂位置的影響
        5.2.2 二回路壓力的影響
        5.2.3 主容器尺寸的影響
    5.3 壓力波動特性分析
        5.3.1 破裂位置的影響
        5.3.2 二回路壓力的影響
        5.3.3 主容器尺寸的影響
    5.4 溫度瞬變特性分析
        5.4.1 破裂位置的影響
        5.4.2 二回路壓力的影響
        5.4.3 主容器尺寸的影響
    5.5 本章小結
第六章 總結與展望
    6.1 總結
    6.2 創(chuàng)新點
    6.3 工作展望
參考文獻
在讀期間發(fā)表的學術論文與取得的其他成果
在讀期間參與的項目與獲獎情況
致謝


【參考文獻】：
期刊論文
[1]革新型核能系統(tǒng)安全研究的回顧與探討[J]. 吳宜燦.  中國科學院院刊. 2016(05)
[2]Tumor Molecular Imaging with Nanoparticles[J]. Zhen Cheng,Xuefeng Yan,Xilin Sun,Baozhong Shen,Sanjiv Sam Gambhir.  Engineering. 2016(01)
[3]Experimental study on fragmentation behaviors of molten LBE and water contact interface[J]. 黃望哩,灑榮園,周丹娜,姜華磊,黃群英.  Nuclear Science and Techniques. 2015(06)
[4]鉛基反應堆研究現(xiàn)狀與發(fā)展前景[J]. 吳宜燦,王明煌,黃群英,趙柱民,胡麗琴,宋勇,蔣潔瓊,李春京,龍鵬程,柏云清,劉超,周濤,金鳴,FDS團隊.  核科學與工程. 2015(02)
[5]中國鉛基研究反應堆概念設計研究[J]. 吳宜燦,柏云清,宋勇,黃群英,劉超,王明煌,周濤,金鳴,吳慶生,汪建業(yè),蔣潔瓊,胡麗琴,李春京,高勝,李亞洲,龍鵬程,趙柱民,郁杰,FDS團隊.  核科學與工程. 2014(02)
[6]福島核事故后核電廠安全改進行動分析[J]. 張琳,李文宏,楊紅義.  原子能科學技術. 2014(03)
[7]鈉冷快堆的安全性[J]. 徐銤.  自然雜志. 2013(02)
[8]淺議福島核電事故對我國核電發(fā)展的影響及借鑒[J]. 潘金釗.  核動力工程. 2012(04)
[9]未來先進核裂變能——ADS嬗變系統(tǒng)[J]. 詹文龍,徐瑚珊.  中國科學院院刊. 2012(03)
[10]壓水堆核電廠蒸汽發(fā)生器傳熱管破裂事故后果分析中若干問題的討論[J]. 陳瑩瑩,李冰,陳曉秋.  輻射防護通訊. 2011(06)

博士論文
[1]鉛基研究實驗堆假想堆芯解體事故分析研究[D]. 汪振.中國科學技術大學 2017
[2]鉛基研究實驗堆無保護瞬態(tài)安全特性分析[D]. 辜峙钘.中國科學技術大學 2017

碩士論文
[1]蒸汽發(fā)生器傳熱管開裂失效分析及腐蝕機理研究[D]. 薛靜.哈爾濱工程大學 2007
[2]不同破口面積下蒸汽發(fā)生器傳熱管破裂事故試驗研究[D]. 柴寶華.中國原子能科學研究院 2001



本文編號：3715133