壓力容器下封頭外壁臨界熱流密度實(shí)驗(yàn)與機(jī)理性預(yù)測模型研究.pdf

1、通過壓力容器外部冷卻實(shí)現(xiàn)熔融物堆內(nèi)滯留已經(jīng)成為先進(jìn)非能動(dòng)壓水堆核電站的一項(xiàng)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(huì)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。現(xiàn)在主要通過實(shí)驗(yàn)手段對下封頭臨界熱流密度值進(jìn)行測量，而對這種情況下臨界熱流密度的機(jī)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(shí)驗(yàn)研究，對不同傾角下加熱表面的流動(dòng)沸騰情況進(jìn)行了可視化分析。實(shí)驗(yàn)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(jìn)行均勻加熱。沸騰危機(jī)通過銅塊底部溫度飛升來判定。實(shí)驗(yàn)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(shí)驗(yàn)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(jìn)入主流區(qū)。在發(fā)生沸騰危機(jī)時(shí)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(huì)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(shí)驗(yàn)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(jī)理模型。在模型的開發(fā)中，重點(diǎn)考慮了加熱面傾角對氣泡運(yùn)動(dòng)速度以及氣泡層厚度的影響，同時(shí)修正了含氣率的計(jì)算方法。模型預(yù)測值與實(shí)驗(yàn)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(shí)驗(yàn)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(huì)使相同流道

4、結(jié)構(gòu)時(shí)下封頭外壁臨界熱流密度值降低，而功率的提高也會(huì)使發(fā)生嚴(yán)重事故時(shí)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(huì)導(dǎo)致下封頭失效。
　　傳統(tǒng)的IVR有效性評價(jià)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(jìn)程進(jìn)行了分析，并使用本文開發(fā)的臨界熱流密