壓力容器下封頭外壁臨界熱流密度實驗與機理性預(yù)測模型研究.pdf

1、通過壓力容器外部冷卻實現(xiàn)熔融物堆內(nèi)滯留已經(jīng)成為先進非能動壓水堆核電站的一項重要的嚴(yán)重事故管理措施。在嚴(yán)重事故發(fā)生后，來自換料水箱的水會淹沒壓力容器，利用自然循環(huán)帶走堆芯衰變熱量，防止壓力容器失效。這種措施能夠成功的關(guān)鍵是壓力容器下封頭局部熱流密度小于對應(yīng)位置的臨界熱流密度值?，F(xiàn)在主要通過實驗手段對下封頭臨界熱流密度值進行測量，而對這種情況下臨界熱流密度的機理研究還不充分，目前尚無有效的理論模型。
　　本文通過開展朝下加熱表面臨界熱

2、流密度的實驗研究，對不同傾角下加熱表面的流動沸騰情況進行了可視化分析。實驗中用銅塊模擬壓力容器下封頭，利用布置在銅塊中的電加熱棒對銅塊進行均勻加熱。沸騰危機通過銅塊底部溫度飛升來判定。實驗結(jié)果表明，臨界熱流密度值隨加熱面傾角的增加而增加。實驗可視化觀測發(fā)現(xiàn)在低傾角下，氣泡傾向于緊貼加熱壁面，在高傾角下，氣泡易于脫離加熱面進入主流區(qū)。在發(fā)生沸騰危機時高傾角處氣泡層厚度要大于低傾角處。在不同加熱面傾角下，氣泡層內(nèi)氣相相對速度會發(fā)生變化，低傾

3、角地方，氣泡相對速度小，高傾角地方氣泡相對速度大。
　　結(jié)合觀察到的實驗現(xiàn)象，本文在氣泡壅塞模型的基礎(chǔ)上，發(fā)展出了適合于壓力容器下封頭外壁的臨界熱流密度機理模型。在模型的開發(fā)中，重點考慮了加熱面傾角對氣泡運動速度以及氣泡層厚度的影響，同時修正了含氣率的計算方法。模型預(yù)測值與實驗測量值的誤差在10％以內(nèi)，說明本文的模型能較好的預(yù)測實驗條件下的CHF值。模型的參數(shù)效應(yīng)分析表明大功率壓水堆堆芯功率的增大帶來的壓力容器體積增大會使相同流道

4、結(jié)構(gòu)時下封頭外壁臨界熱流密度值降低，而功率的提高也會使發(fā)生嚴(yán)重事故時熔池對下封頭傳熱增加，這意味著隨著保持壓力容器完整性的熱負(fù)荷裕量降低，可能會導(dǎo)致下封頭失效。
　　傳統(tǒng)的IVR有效性評價是基于嚴(yán)重事故后期穩(wěn)定熔池下的熱流密度分布，但是在形成穩(wěn)定熔池的過程中，熔融物的瞬態(tài)行為可能對反應(yīng)堆壓力容器的完整性造成更大的威脅。本文利用嚴(yán)重事故分析程序MELCOR對1700MW級核電廠的嚴(yán)重事故瞬態(tài)進程進行了分析，并使用本文開發(fā)的臨界熱流密