AP1000非能动余热排出热交换器缩比C型管束二次侧传热模型实验研究

建立了非能动余热排出热交换器(PRHR HX)及内置换料水箱(IRWST)分离效应缩比实验系统,研究了PRHR HX排出堆芯余热过程中,单相自然对流阶段及两相池式沸腾阶段下的传热特性,并采用实验数据评价了传统经验关系式在预测PRHR HX缩比模型特殊C型传热管束时的适用性。实验结果表明,在PRHR HX余热排出过程中,IRWST内出现明显热分层现象。对于PRHR HX竖直管束自然对流、池式沸腾传热,传统经验关系式预测值均较为保守;对于下部水平管束,自然对流阶段推荐Churchill自然对流传热公式,池式沸腾阶段推荐Rohsenow经典池式沸腾传热公式;上部水平管束由于受到流体浮升、气泡扰动等因素的附加影响,在自然对流阶段及池式沸腾阶段的传热效果均优于下部水平管束。

基于缩比模型的非能动余热排出热交换器二次侧新装导流板效应实验研究

为了减弱内置换料水箱(IRWST)在非能动余热排出热交换器(PRHR HX)余热排出过程中的热分层现象,建立了分离效应缩比实验台架,在PRHR HX二次侧管束区域新装不同数量的导流板,通过实验评价导流板设计方案对IRWST内温度分布、流动特性及PRHR HX传热效果的影响。结果表明:导流板设计方案能够有效改变水箱自然循环特性,提高水箱下部冷流体的利用率,从而降低IRWST内的热分层程度,4导流板、8导流板设计方案分别使IRWST内热分层程度降低了32.3%和37.3%;但导流板造成竖直管束间浮升流体最大流速降低,使得传热系数有所减小,工程应用中需综合考虑各类因素的影响,得到最优化设计方案。

非等压条件下单相自然循环回路的比例分析

非能动安全设计是第三代核电技术AP1000的显著特点。在非LOCA事故工况下,非能动安全设计中的非能动余热排出系统(PRHRS)自然循环特性直接影响余热排出效果。本文进行了非能动自然循环整体回路一、二次侧热工水力学行为研究。对于上述特性的试验研究通常会在缩比的实验台架上进行,运行压力会低于原型压力以减小工程难度,这使得一些相似性分析中等物性条件难以得到满足。针对上述情况,本文对非能动余热排出系统单相自然循环回路进行非等压条件下的比例分析,通过一维单相自然循环系统控制方程无量纲化分析,获得相似性准则数。基于上述研究,得出以下结论:低压下模拟单相自然循环回路是可行的,其可行性可通过失真度来判断;回路中流体的密度、热膨胀系数对于模拟有重要影响,Richardson数在整体自然循环回路的模拟中最为重要,其失真度可以保持在可接受的范围内;通过对PRHR换热器一二次侧进行相似性分析,发现其一二次侧耦合传热特性对相似性准则数要求相对较为宽松。

低衰变功率乏燃料棒喷淋冷却实验研究

本文基于超设计基准事故,建立1套乏燃料水池喷淋冷却实验装置,选用5×5电加热棒束模拟局部乏燃料组件,分析当乏燃料水池池水完全排空状况下,维持乏燃料包壳温度在300℃时所需的最小喷淋流量密度以及周围棒束对单棒的影响效果,并开展了低衰变功率下的喷淋冷却实验。结果表明:单棒加热功率小于25 W的加热棒束无需额外冷却操作,仍处于安全状态。分别采用流量密度2.393、2.950、3.876(m^3/h)/m^2进行喷淋冷却,可使单棒加热功率为100、125、150 W的加热棒束最高温度稳定在300℃左右。目标棒外围第1、2层棒束对其温度影响较大,第3层及其以外的加热棒束对目标棒的影响较弱。

自然循环流量对倾斜向下弧形加热表面CHF值影响的实验研究

通过压力容器外部冷却实现的熔融物堆内滞留技术作为三代核电严重事故缓解措施被广泛研究,压力容器下封头外表面临界热流密度值是决定该技术能否成功的关键物理量。众多学者先后开展了探索实验比例尺度、循环方式和入口过冷度对临界热流密度值影响的实验研究,也有学者利用强迫循环代替自然循环探索流量对临界热流密度值的影响,但目前鲜有在自然循环条件下研究流量影响临界热流密度值的实验。针对该问题,本实验采用二维切片试验段研究了自然循环流量对倾斜向下弧形加热表面临界热流密度值的影响。实验中通过改变台架自然循环高度和入口过冷度获得不同自然循环流量下的临界热流密度值。结果表明:自然循环实验中流量受到入口过冷度和循环高度的双重影响,在同一循环高度下,临界热流密度值随循环流量增大而增大。而在不同循环高度间,临界热流密度值随自然循环流量的变化规律不明显,值得深入研究;在其他条件相近的情况下,自然循环得到的临界热流密度值比强迫循环低15%左右。