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针对压力容器外部冷却(ERVC)应用中的压力容器-保温层流道(RPV-保温层流道)变形问题,利用提高临界热通量影响因素(FIMR)的试验装置,在相同流量范围开展了变形条件下壁面临界热流密度(CHF)的试验研究,分析了流道变形和流量变化对压力容器(RPV)下封头壁面CHF的影响规律,获得了流道变形情况下ERVC的安全裕度。结果表明:随着RPV下封头角度升高,循环流量增加,下封头壁面CHF增大;与原型流道相比,变形流道下封头壁面CHF的变化幅度小于7%,流道变化的影响并不显著;变形流道中,下封头壁面安全裕量最小的位置与原型流道相同,其安全裕量略有提高。 相似文献
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压力容器外部冷却非加热实验研究 总被引:2,自引:1,他引:1
压力容器外部冷却(ERVC)作为一项重要的严重事故缓解策略,可以将事故进程终结在压力容器内,实现熔融物堆内滞留(IVR)。但在核电厂应用ERVC策略之前,需要对其流动和传热过程进行实验研究。本实验采用1∶1模拟循环高度的切片实验装置模拟中国改进型三环路压水堆(CPR1000)压力容器外部冷却两相自然循环过程,研究其外部冷却流道结构及尺寸对外部冷却流动的影响。实验结果表明:进出口面积、贯穿件及保温层结构等对外部流动存在着不同程度的影响,其中进出口面积对循环流量的影响是主要的,但贯穿件对传热现象的影响需要进一步的分析和验证。试验中注气流量与回路循环流量的最大测量误差分别为12.9%和3.4%。 相似文献
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Aiming at the deformation issue of flow gap between reactor pressure vessel (RPV) and insulation in external reactor vessel cooling (ERVC), the effects of insulation deformation on the critical heat flux (CHF) of the bottom head were investigated with FIMR test facility within the same flow rate range. The influence laws of different factors including angle of bottom head wall, flow rate and insulation deformation on CHF of RPV wall were analyzed. The safety margin of ERVC under deformation condition was finally obtained. The results show that the CHF of the bottom head will increase as the angle of the bottom head wall increases or the flow rate increases. Compared to the CHF of the bottom head in the prototype channel, the varying amplitude of CHF under deformation condition is less than 7%. In a word, the effect of insulation deformation on CHF is not significant. What is more, the location, where the safety margin is smallest, at the bottom head wall in the deformed gap is the same with that in the normal gap, while the smallest safety margin in the deformed gap is slightly improved. 相似文献
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熔融物堆内滞留条件下压力容器变形 总被引:2,自引:0,他引:2
熔融物堆内滞留(In-Vessel Retention,IVR)已经成为第三代反应堆一项关键的严重事故缓解策略,而压力容器外部冷却(External Reactor Vessel Cooling,ERVC)技术则是保证IVR得以成功实施的关键。当发生堆芯熔化时,高温熔融物对压力容器(Reactor Pressure Vessel,RPV)下封头的热冲击会导致RPV壁面和由其构成的外部冷却通道的形状发生变化,使局部传热恶化,进而造成IVR的失效。因此,有必要对IVR条件下RPV壁面的变形进行研究。本文利用有限元软件ANSYS对RPV进行了几何建模、温度场分析和力学场分析。结果表明,在RPV外部实现冷却、内部实现泄压的前提下,壁面变形为13.85-18.75 mm。在1 MPa内压的作用下,高温蠕变会使壁面变形随时间增大,但其增量有限。热膨胀是造成壁面变形的主要因素。 相似文献
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为深入分析沸腾两相流动振荡诱发沸腾临界的影响特性,本文以去离子水为工质,横截面19 mm×19 mm、中心为外径9.5 mm的单棒通道为研究对象,通过在不同热工参数下开展沸腾两相流动特性可视化实验研究,结合汽泡行为和汽-液界面特性,分析流动振荡诱发沸腾临界的影响特性。研究结果表明,低压力、低质量流速和低入口过冷度下,极易出现流动振荡,并导致沸腾临界提前发生,此时的临界热流密度与稳定工况下相比明显偏低;随着壁面热流密度不断增加,流道中两相流型先后出现泡状流、弹状流、合并弹状流、搅混流、剧烈搅混流、不稳定环状流;当流动出现剧烈振荡时,流道存在回流;发生沸腾临界时流道压降波动最大,对应的流型为不稳定环状流。因此,单棒通道内流动振荡可能会导致沸腾临界提前发生。 相似文献
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严重事敝下堆芯熔融物坍塌到反应堆压力容器(RPV)下封头时,可能造成贯穿件因高温熔融物热侵袭而失效,使压力容器丧失完整性,熔融物进入到反应堆堆腔中,导致熔融物堆内滞留(IVR)失效.在分析贯穿件脱落和熔融物流入贯穿件两种失效模式基础上,分别运用VTA程序和修正的整体凝固模型(MBF)计算贯穿件焊缝的熔化程度、热膨胀产生的摩擦力,估算贯穿件内熔融物流动的距离.结果表明,在成功实施反应堆压力容器外水冷(EVVC)措施条件下,300 MW压水堆核电厂压力容器的下封头不会因贯穿件失效而丧失完整性,堆芯熔融物小能通过贯穿件失效向堆腔迁移. 相似文献
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针对900 MW级压水堆核电厂,采用一体化严重事故分析工具,对主给水丧失(LOFW)始发事件叠加辅助给水失效严重事故下,采取堆腔注水(ERVC)缓解措施的事故进程进行模拟,对该措施缓解堆芯熔化进程、保持压力容器完整性的有效性进行分析验证,并对注水速率、注水高度和注水时间对该措施的影响进行了分析.结果表明:在充足的水源条件下,保证一定的注水速率和水位高度,LOFW始发严重事故下采取堆腔注水的缓解措施可为下封头提供有效的冷却,保持压力容器的完整性;在事故进程不同时间点进行注水,分析表明,只要保证一定的注水速率,注水入口时间延迟同样可保持压力容器完整性. 相似文献
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压力容器外部非能动冷却系统采用换料水池作为冷却水源。在浮升力驱动的自然循环流动作用下,冷却水池内会逐渐出现热分层现象。本实验基于先进压水堆压力容器外部冷却系统模拟装置REPEC实验回路,通过测量实验系统内冷却水箱的温度场空间分布,对冷却水池的热分层与混合现象、发展规律和主要影响因素进行了实验分析。结果表明:实验水箱内温度场分布差异主要表现在高度方向;循环流量是影响热分层的重要参数,而水箱工质初始温度的影响非常微弱;针对本实验的无量纲一维瞬态温度场方程分析表明,水箱内温度场的发展规律主要受对流传热控制。 相似文献