日本福島核事故引起了國內(nèi)外核電領(lǐng)域科研人員對乏燃料水池安全性的高度關(guān)注,特別是水池冷卻系統(tǒng)失效后池內(nèi)乏燃料組件的傳熱行為。乏燃料水池內(nèi)乏燃料組件的管束通道,由于其特殊的幾何結(jié)構(gòu),兩相沸騰換熱特性相對復(fù)雜。對于乏燃料水池中的大容器池式沸騰傳熱,國內(nèi)外對其關(guān)注與研究較少,該條件下的兩相沸騰行為、流動特性與換熱機(jī)理有待進(jìn)一步研究�；谝陨显�,本文對乏燃料水池垂直管束間兩相流沸騰換熱特性展開研究。本文搭建了乏燃料水池沸騰實驗臺架,通過一組直徑9.6mm,長度4800mm的9X9不銹鋼垂直管束模擬乏燃料組件,開展了多組不同工況下池式沸騰實驗,測得池式沸騰下的管束與水的換熱系數(shù),并獲得沿豎直方向上換熱系數(shù)的變化規(guī)律。實驗臺架安裝了可視化裝置,利用高速攝像技術(shù),對管束通道內(nèi)的氣泡流型進(jìn)行了辨別與歸類,揭示了在池式沸騰情況下氣泡流型與換熱系數(shù)的關(guān)聯(lián)。此外通過實驗數(shù)據(jù),分析研究了不同熱流密度與不同初始水溫對乏燃料組件傳熱系數(shù)的影響。評價和分析了整個乏燃料水池出現(xiàn)池式沸騰時的安全性問題。結(jié)果表明,乏燃料水池在飽和沸騰階段,沒有發(fā)生DNB現(xiàn)象,證明了乏燃料在水的覆蓋下不會發(fā)生傳熱惡化,甚至在部分裸露情況下...

【文章頁數(shù)】：56 頁

【學(xué)位級別】：碩士

【部分圖文】：

圖１－１?２Ｘ３管束子通道尺寸??

最后通過實驗得出加熱棒束在不同噴淋工況下的溫度分布以及乏燃料??棒自身衰功率對于其安全性的影響。??１．２．２垂直管束間通道換熱特性研究??國內(nèi)外對水平管束的換熱特性實驗研究比較豐富［１７—２Ｇ１，相對于水平管束實驗??研究，垂直管束間的換熱特性實驗研宄比較少。一般認(rèn)為，對于狹窄....

圖1-2垂直管束間氣泡流型分布圖

［２６１研宄了?３Ｘ３垂直管束的沸騰換熱特性，主要研宄其沸騰起置。在實驗中通過改變熱流密度及入口溫度與流量研宄管壁與特性，并且預(yù)測ＯＮＢ點(diǎn)起始位置，同時通過高速攝像技術(shù)，研度及換熱特性。??和Ｓｈｏｕｋｒｉ１２７１對多管朿的沸騰換熱特性進(jìn)行了實驗研宄，其中包括了?３Ｘ１至９ｘ３等....

圖２－１?ＡＰ１０００乏燃料水池結(jié)構(gòu)圖??＇

華北電力大學(xué)碩士學(xué)位論文??第２章實驗臺架與實驗方法??１乏燃料水池沸騰實驗比例分析方法??以ＡＰ１０００的乏燃料水池為實驗研宄對象，需要對乏燃料水池的幾何結(jié)構(gòu)行分析。ＡＰ１０００乏燃料水池深１３ｍ，容積６８５．１６ｍ３。儲存格架可以儲存８８燃料組件（８８４個乏燃料組件和５個破損....

圖２－２乏燃料水池沸騰實驗系統(tǒng)圖??２．２．１

乏燃料水池的池式沸騰實驗主要系統(tǒng)包括了如下五個部分：１．實驗段主系統(tǒng)；??２．給水與凈化系統(tǒng)；３．實驗控制系統(tǒng)；４．?dāng)?shù)據(jù)采集系統(tǒng)；５．輔助設(shè)施與設(shè)備。乏燃??料水池沸騰實驗系統(tǒng)圖如下圖２－２所示：??給水閥??ｐｉ?????「ｉＳ７Ｋ???栗—ｊ?艦器白?Ｌ＿？＿ｊ?ｖ??！?１....

本文編號：3918482