乏燃料水池非能动冷却热管传热性能研究

大尺度分离式热管具有无需电力驱动、换热效率高的特点,可用于断电事故后乏燃料水池非能动冷却,能有效提高核电厂的安全性能。针对大尺度分离式热管的传热特性开展实验研究,获得热管蒸发段外侧加热水流速0.007~0.02 m/s,加热水温度50~90℃,冷凝段冷却空气速度0.5~2.5 m/s参数范围下换热量、蒸发段平均换热系数、工作温度、工作压力以及循环流量随冷凝段风速、蒸发段热源进口温度和速度的变化规律。结果表明,大尺度热管的最大换热量达到20.1 kW。参数的敏感性分析表明,热源温度和热源流速对热管的循环流量、换热量具有显著的影响。冷凝段外冷却空气速度超过1.5 m/s后,其对分离式热管的影响相对较小。     

基于热管技术的非能动余热排出系统换热能力研究

分离式热管技术在工业领域已有应用,多用于余热回收锅炉等节能领域,具备加热面和冷却面完全分离、冷热源完全隔离且换热效率高等优点。结合分离式热管的工作特性开展了基于热管技术的非能动余热排出系统的理论设计,并基于系统程序对设计方案进行了分析论证,研究了不同充液率、冷热芯位差以及蒸发段和冷凝段面积比等系统条件下的热管传热能力,得到了各参数对热管性能的影响规律,并给出了推荐的适用于非能动余热排出系统设计的参数范围和方向。在本文计算范围内,充液率大于0.7后传热功率明显下降,零位差下系统仍能建立稳定循环,面积比在1.0~2.5范围内变化时,热管功率随面积比线性增大。      

有热管冷却的乏燃料池自然对流换热特性分析

将分离式热管作为长期非能动冷却系统应用CAP1400乏燃料池,分离式热管的蒸发端布置在乏燃料池四周。本文运用数值模拟方法对具有热管冷却的乏燃料池内温度场和流场特性进行数值分析,并研究布置在池内的各排蒸发管管外对流换热强度。研究表明：当能动型冷却系统停止工作后,仅靠该非能动冷却系统可成功带走池内衰变热并保证池内不沸腾;内排蒸发管束外侧的对流换热系数高于外排蒸发管束,可达到外排管束的1.05倍,蒸发管上、下端的对流换热系数较大,中间段对流换热系数最小。研究结果对分离式热管运用于乏燃料池具有一定参考意义。     

新概念熔盐堆非能动余热排出系统中钠热管的特性研究

高温钠热管作为一种高效的换热装置,在导热性、等温性以及非能动特性方面具有显著的优点。将高温钠热管应用到新概念熔盐堆非能动余热排出系统中具有重要的研究意义。本工作通过数值方法研究了高温钠热管在熔盐堆事故工况下的瞬态运行特性。钠热管的物理模型主要包括管壁、吸液芯及蒸汽区3个耦合传热区域。通过对上述3个区域建立合理的数学模型并采用有限元的方法,利用 FORTRAN进行编程,最终得到高温钠热管启动过程中的温度、速度、压力分布。结果表明：熔盐堆事故状态下,钠热管从启动到稳态过程中其运行特性良好且具有很高的传热效率。     

非能动余热排出系统长期冷却特性实验研究

为了获取ACP100非能动余热排出系统(PRS)长期运行特性,在切除全部堆芯功率这一极限工况下,开展长期冷却特性实验研究。研究发现:在反应堆本体、堆芯及蒸汽发生器储热释放影响下,PRS维持着0.52~0.26 t/h的自然循环流量,系统压力由1.0 MPa持续下降至0.51 MPa,温度堆芯出口温度由178.1℃持续下降至105.0℃;这表明堆芯及系统余热能够安全地排出,ACP100 PRS中的自然循环只会持续地衰减,不会发生停滞后再启动现象。     

熔盐堆热管式非能动余热排出系统瞬态分析研究

MSRE作为目前唯一具有完备运行经验的熔盐堆系统,其余热排出系统无法满足第四代反应堆非能动安全设计需求.基于热管式非能动余热排出系统(HP-PRHRS)概念设计,结合高温热管技术,本研究为MSRE初步设计了一套非能动余热排出系统,以提升反应堆系统的非能动安全特性.基于HP-PRHRS结构和熔盐堆运行特点,本文对MSRE...     

二次侧非能动余热排出系统实验研究

利用三代核电非能动余热排出实验装置(ESPRIT),开展了华龙1号非能动余热排出系统(PRS)自然循环特性实验。对PRS系统稳态特性实验研究和72 h长期自然循环特性的实验装置、实验工况和实验结果进行了介绍。实验结果表明,PRS系统和冷却器0.5%FP的设计能力是可以达到的,且系统还具有稳定带出0.8%FP堆芯热量的能力,PRS系统能够在无人员干预的条件下安全带出全厂断电事故发生后72 h堆芯热量。     

基于分离式热管换热器的非能动安全壳热量导出系统实验研究

非能动安全壳冷却系统（PCS）是核电厂用以预防和缓解严重事故的重要系统,分离式热管换热器作为一种高效的热交换设备,是其优先设计选项之一。本文介绍了基于分离式热管换热器的PCS原理实验台架的比例设计方法、实验系统和实验结果,分析了热管换热器在特定工况下的换热特性及功率极限,并论证了基于分离式热管换热器的PCS的设计可行性。结果表明：分离式热管单位热端面积换热量可达61 kW,有应用于PCS的潜力;热管的换热性能随冷热端温差的降低而降低,随真空度的提高而升高。     

采用非能动余热排出系统实验数据对RELAP5程序的评价

利用非能动余热排出系统1∶10原理性实验台架的稳态实验与启动实验数据,对RELAP5/MOD3.2程序进行评估。结果表明：对于本原理性实验系统,RELAP5/MOD3.2程序过低估算了蒸汽流速对蒸汽凝结换热系数的影响,因而,程序中垂直管内的蒸汽凝结换热系数偏小,计算结果与实验结果偏差大。对RELAP5/MOD3.2程序垂直管内蒸汽凝结换热模型进行了修正,修正后的计算结果与实验值基本吻合。评价结果表明：采用RELAP5/MOD3.2程序对该类型的非能动余热排出系统进行计算,需对程序中垂直管内的蒸汽凝结换热模型进行修正。     

非能动余热排出热交换器半液位换热性能研究

非能动余热排出热交换器（PRHR HX）是先进反应堆非能动堆芯余热排出系统的关键设备之一,置于内置换料水箱中。水箱内水蒸发或水箱泄漏等故障失水后液位降低,PRHR HX与管外水传热面积和管外流场均发生变化,导致堆芯非能动余热排出能力下降。为分析半液位下PRHR HX换热性能,建立半液位PRHR HX实验装置和数值计算模型,获得稳态和瞬态升温过程的换热量、温度分布和流场特性。实验结果表明,稳态沸腾换热阶段半液位结构的总换热量较全液位时的下降12%～22%,仍具有较强的换热能力。瞬态升温过程中管外换热模式从纯单相对流换热开始,先后逐渐出现局部过冷沸腾和局部饱和沸腾,并最终迅速由局部饱和沸腾转变为全管长饱和沸腾。水箱内逐渐升温过程中出现显著的热分层现象,结合数值模拟分析发现此时管外流体在高度上呈现多层回流流动结构。     

R134a卧式螺旋管内沸腾两相流型与传热特性实验研究

在蒸发温度为5～15 ℃、热流密度范围为5～20 kW·m^-2、工质质量流速变化范围为50～500 kg·m^-2·s^-1和干度范围为0.01～0.9的条件下,对R134a在卧式螺旋管内的沸腾两相流型及传热特性进行了实验研究。利用可视化技术对流型进行了观察分析,发现在相同工况条件下,卧式螺旋管上升段和下降段的流型有所不同,特别是形成环状流之前存在明显不同的过渡流型,分别为波环状流型和超大气弹流型,因此,对上升段和下降段分别建立了流型图。获得了传热系数随工质的干度、质量流速和热流密度等参数的变化关系,发展了R134a在卧式螺旋管内流动沸腾传热系数的计算关联式。     

采用分离式热管的非能动安全壳冷却系统研究

非能动安全壳冷却系统（PCCS）是第3代先进压水堆核电厂重要的专设安全系统。本文提出一套采用分离式热管技术的PCCS,通过原理性试验和系统性热工水力分析程序研究系统启动和稳态运行的流动和传热特性,研究影响系统运行及热传输能力的关键因素,验证系统设计的可行性。研究结果表明,该系统的传热性能随安全壳的状态变化有极强的自适应能力,在事故工况下利用该系统作为非能动的安全壳热量移出措施是可行、有效的。程序分析结果与试验结果及国际上已有研究成果的对比分析表明,RELAP5程序对于该系统热工水力分析是适用的。蒸发段传热管内流型、传热模式、空泡份额等关键流动、传热参数的变化表明,系统初始充液率对系统传热性能有重要影响。较小的冷热芯位差即能提供足够的自然循环驱动力,冷热芯位差不是系统布置的主要制约因素。     

高温钾热管稳态运行传热特性研究

本文采用钾金属作为热管工质,对热管的传热性能展开理论和实验研究。首先,对不同加热功率和倾角下热管传热性能影响规律进行实验研究。结果表明,热管加热功率的提升有利于传热性能的改善,加热功率升高导致蒸发加剧,蒸气密度增加,进而强化蒸气传热。倾角对传热性能有正反两方面的作用。一方面,随倾角的增加冷凝段液膜不稳定性加剧,导致传热恶化;另一方面,倾角的增加导致重力加速液体工质回流并减薄冷凝段液膜,传热增强。在二者的共同作用下,随倾角的增加,热管等效热阻逐步增加且超过某一限值后趋于平稳。其次,以热阻网络法为指导,建立了钾热管的数学物理模型,并基于模块化程序思想,开发了热管设计分析程序。通过与实验数据对比,二者整体误差在2.7%以内,验证了热管模型的合理性。本文对碱金属高温热管的设计优化提供了数据及理论支持。     

Study on Heat Transfer Performance of High Temperature Potassium Heat Pipe at Steady State

The heat transfer performance of heat pipe was studied theoretically and experimentally by using potassium metal as working medium in this paper. Firstly, the influence of heating power and inclination angle on heat transfer performance of heat pipe was studied experimentally. The results show that the increase of heating power of heat pipe is beneficial to the improvement of heat transfer efficiency. The inclination angle has positive and negative effects on heat transfer performance. On the one hand, with the increase of inclination angle, the instability of liquid film in condenser section leads to the deterioration of heat transfer. On the other hand, the increase of inclination angle causes gravity to accelerate the reflux of liquid working medium and thin the liquid film in condenser section, enhancing the heat transfer. Under the joint action of the two, with the increase of inclination angle, the equivalent thermal resistance of the heat pipe gradually increases and tends to be stable. Secondly, based on the network method of thermal resistance, the mathematical and physical model of potassium heat pipe was established, and the design and analysis program of heat pipe was developed based on the idea of modular program. Compared with the experimental data, the overall error of the two is within 2.7%, which verifies the rationality of the model. In a word, this paper provides data and theory for the design and optimization of alkali metal high temperature heat pipe.     

微波浪管传热与阻力特性实验研究

本文以水为工质,对3种不同结构微波浪管内传热与流动特性进行实验研究。在保持热水侧温度和流量不变的情况下,通过改变冷水侧的流量进行不同工况下的实验。结果表明：与直管相比,微波浪管传热性能有大幅提高,在Re<10000时,3种微波浪管的Nu最大分别增加了111.5%、166.7%和101.4%,摩擦阻力系数f相应增加了95.1%、96.3%和67.5%;在Re>10000时,3种微波浪管的Nu和f最大分别增加了32.6%、70.6%、61.2%和17.8%、18.1%、12.6%。     

AP1000主给水管道断裂事故中PRHR系统冷却能力分析

使用机理性分析程序建立包括主冷却剂系统、专设安全设施及相关二回路管道的AP1000核电厂模型,对AP1000核电厂主给水管道断裂事故进程进行计算分析。着重分析了非能动余热排出（PRHR）系统在主给水管道断裂事故工况中的瞬态响应、热工水力行为及其冷却能力,并针对PRHR系统流道阻力特性的不确定性对冷却能力的影响进行分析。分析结果表明,在主给水管道断裂事故中,PRHR系统的热移出功率最终能够与堆芯的衰变功率相匹配,有能力带走衰变热,保证一回路系统最终处于安全停堆状态,不发生堆芯损伤,当PRHR系统阻力系数增加时,PRHR系统的流量和换热功率会降低,对PRHR系统冷却能力造成影响。     

二次侧非能动余热排出系统传热能力试验研究

通过搭建试验装置,针对二次侧非能动余热排出系统（ASP）,开展了试验研究。本文对ASP整体性能响应和稳态特性试验研究的试验装置、试验工况、试验结果进行了介绍。试验结果表明,在模拟事故工况下,ASP可稳定建立自然循环,并将回路热量导出,保证系统整体安全性;稳态特性试验中,回路压力为8 MPa时,可导出设计热量,且随压力的升高,导热能力增大,水箱温度对于换热影响较小。     

Experimental Study on Heat Removal Characteristics for Water Wall Type Passive Containment Cooling System

To evaluate the heat removal capability of a water wall type cooling system, which is one passive containment cooling system (PCCS), the thermal hydraulic behavior in the suppression pool (S/P) and the outer pool (O/P, flat plate water wall) have been investigated experimentally. The following results were obtained. (1) A thermal stratification boundary, which separates the pools into the upper high temperature and lower low temperature regions, was formed just below the vent tube outlet. (2) Convection heat transfer characteristics in the S/P and O/P along the primary containment vessel (PCV) wall had no significant differences and were those of natural convection. Correlation of the natural convection heat transfer up to the Ra number of 2×10¹⁴ was obtained. (3) Vertical variations of local condensation heat transfer coefficients under a noncondensable gas presence were within ±10% of the average value for the 4.7 m heat transfer length. An experimental correlation for the average condensation heat transfer coefficients was obtained as a function of steam and noncondensable gas mass ratio. (4) An analytical model to evaluate the system performance of the water wall type PCCS was verified. (5) A baffle plate concept to mitigate thermal stratification at the vent outlet and to enlarge the high temperature region in the S/P was considered as a means to improve heat release capability. Thermal hydraulics with a baffle plate were examined, and effectiveness of the baffle plate to improve the heat release capability was confirmed.