池沸腾下朝向SA508钢表面临界热流密度特性试验研究

反应堆压力容器外部冷却（ERVC）是实现熔融物堆内滞留（IVR）的重要方案之一,而反应堆压力容器（RPV）外壁面的临界热流密度（CHF）决定了ERVC冷却能力的限值。为此建立小型CHF试验装置,并采用RPV用SA508钢制作试验块加热表面。以去离子水为试验工质,开展池沸腾下朝向CHF试验,研究真实RPV表面材料在不同倾角和过冷度条件下的CHF特性,及其老化效应对CHF的影响。结果表明：SA508钢表面极易氧化生锈,其CHF较不易生锈的铜和不锈钢表面要高;SA508钢表面CHF随倾角的增大而增加,但在30°附近存在转折,转折角以下范围内的CHF随倾角增加趋势不明显;CHF随过冷度的增加而增加,且基本呈线性变化。本试验有助于进一步认识RPV外壁面的CHF行为,为后续开展CHF增强方法研究奠定基础。     

严重事故条件下反应堆压力容器下封头CHF模型应用研究

根据堆芯熔融物滞留(IVR)措施与压力容器的传热特点,对界面脱离临界热流密度(CHF)分析理论模型和考虑单个汽泡汽-液界面动力学的CHF分析理论模型分别进行改进,建立综合的CHF预测模型以应用于压力容器下封头CHF分析。结果表明,本文的综合模型预测的下封头CHF结果与国际上一些大尺寸的弯曲表面实验结果基本一致。     

压力容器保温层入口条件变化及其对IVR传热裕度的影响研究

熔融物堆内滞留(IVR)是大型非能动核电厂的重要严重事故缓解措施之一,压力容器下封头外壁面临界热流密度(CHF)是该措施能否成功的关键因素,而压力容器保温层入口条件对保温层流道内流动沸腾、CHF及IVR传热裕度具有重要影响。开展全高度压力容器外壁面CHF试验,试验结果表明,压力容器保温层入口水的过冷度越大,压力容器外壁面CHF越高,入口过冷度对于提高CHF是有利因素。根据严重事故类别及其事故进程特点,选取典型的严重事故序列,采用MELCOR程序计算分析压力容器下封头内形成稳定熔池时堆腔水的过冷度,分析结果表明堆腔水过冷度较大时的熔融物衰变热较高,而堆腔水过冷度较小时的熔融物衰变热较低。对于形成稳定熔池后的传热裕度也进行了分析,结果表明在堆腔水量较大的情况下,形成稳定熔池时刻可作为IVR有效性分析评价的包络状态。     

基于ASTEC程序的反应堆严重事故下压力容器下封头传热分析

反应堆压力容器内熔融物滞留是先进反应堆设计严重事故缓解措施中的重要选项之一，在维持反应堆压力容器的完整性，包容堆芯熔融物方面具有重要作用。确保熔融物滞留有效性的关键是保证下封头内壁热负荷不超过下封头外壁面换热能力，而且在整个过程中不发生结构失效，即下封头剩余壁厚能够实现熔融物的承载。应用ASTEC程序，基于大型先进压水堆的设计，针对反应堆压力容器内熔融物滞留系统运行过程中冷却剂热工参数、下封头外壁面临界热流密度和最终下封头厚度进行计算分析，通过研究熔池对下封头的熔蚀和剩余厚度，判断下封头残留厚度对于熔融物的包容，评估系统的有效性。结果表明：在下封头较上部位置的部分区域内，换热较为剧烈，其中热流密度最大值出现在熔融物分两层的交界处，事故过程中下封头内壁将被熔融物金属层熔化，剩余厚度满足包容要求，但是最终剩余厚度十分有限。     

华龙一号反应堆堆腔注水冷却系统设计与安全特性研究

华龙一号反应堆采用堆腔注水冷却系统作为严重亊故的关键缓解措施,通过压力容器外部冷却实现熔融物压力容器内滞留(IVR)。针对系统的安全特性开展了深入的研究论证,包括严重亊故序列分析、熔融物失效迁移行为研究、临界热流密度(CHF)试验以及基于CISER程序的热工有效性论证。结果表明,华龙一号堆腔注水冷却系统(CIS)具有足够安全裕量,在严重亊故下可保证压力容器的完整性。     

倾斜下朝向加热表面汽泡行为可视化实验研究

以AP1000反应堆堆芯熔融物堆内滞留(IVR)策略为研究背景,采用去离子水为工质,在大气压下针对倾斜矩形结构开展下朝向加热表面汽泡行为的可视化实验研究。加热表面倾角从0°变化到30°,矩形窄缝尺寸从3 mm变化到8 mm。可视化观察到下朝向加热表面的汽泡滑移和汽泡变形现象,认为实验本体结构和下朝向加热表面布置是导致汽泡滑移和变形的诱因。通过对临界热流密度触发前后汽-液两相波动现象的可视化分析,认为汽-液波动界面的脱离是触发临界热流密度的主要原因。     

反应堆压力容器外水冷条件下贯穿件完整性分析

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.     

三层熔池结构对AP1000反应堆压力容器外壁面热流密度的影响

严重事故后期,反应堆压力容器（RPV）下腔室内熔融物（U-Zr-O-Fe）可能发生分层。但目前采用的三层熔池结构分析模型之间有较大差异。本文采用了3种不同熔池结构模型:Esmaili & Khatib-Rahbar模型、Seiler模型、MAAP5程序模型分别计算了AP1000电厂的三层熔池结构并对RPV外壁面热流密度分布进行分析。结果表明,3种计算模型计算的熔池结构差异很大,进而影响了RPV外侧的热流密度分布。相比Esmaili & Khatib-Rahbar模型,Seiler模型更为保守。而MAAP5程序模型虽然在计算氧化物层和重金属层成分时是基于热力学理论,但轻金属层成分的确定方法尚待进一步改进。      

压力容器-保温层流道变形条件下临界热流密度试验研究

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。     

Experimental Research on Critical Heat Flux for Downward-facing Pool Boiling with SA508 Steel Plate

The external reactor vessel cooling (ERVC) is one of the important methods to achieve the in-vessel retention (IVR), while the critical heat flux (CHF) on the outside wall of the reactor pressure vessel (RPV) decides the maximum heat removal capacity of ERVC. In present work, a small CHF test facility was established. The test surface was made of SA508 steel which was the same surface material of prototype RPV. The deionized water was used as coolant in downward-facing CHF test under pool boiling condition. The influence of the real RPV material surface at different inclination angles and sub-cooling conditions on the CHF characteristics was studied. The influence of aging on CHF was also studied. The results show that the SA508 steel surface is easily oxidized, so its CHF is higher than that of copper and stainless steel surfaces. The CHF of SA508 steel surface increases with inclination angle, but there is a turning point near 30° and the CHF below the turning angle has no obvious trend with the increase of inclination angle. The CHF increases with the sub-cooling, and it shows linear growth characteristics. The test results provide a further understanding of the CHF behavior on the RPV outside wall and lay the foundation for future research work on CHF enhancement methods.     

氧化和工质中添加剂对SA508钢CHF影响的实验研究

在核电事故中当堆芯熔融物落入反应堆压力容器（RPV）下封头时,如果实际热流密度超过RPV的临界热流密度（CHF）,RPV将会被熔穿,造成事故的进一步扩大。为研究RPV在氧化条件下和有添加剂的工质中的CHF特性,采用池沸腾实验方法,以去离子水为工质,研究了RPV常用材料SA508钢经高温预氧化、7次池沸腾传热实验氧化后的CHF特性以及工质中添加剂对其CHF的影响。结果表明：在625 ℃下预氧化8 h后,SA508钢表面产生的较薄氧化层能增加传热面积、表面粗糙度和亲水性,从而提高CHF;随着池沸腾实验次数的增加,SA508钢表面的氧化腐蚀和颗粒沉积程度增加,CHF先增加后降低;0.4%硼酸（BA）、0.5%磷酸三钠（TSP）溶液和两者的混合溶液均有利于CHF的提升,但强化机理有所不同：BA会加速SA508钢表面的腐蚀并改善亲水性;TSP可降低表面张力使表面获得超亲水性;BA和TSP的混合溶液会形成一层沉积物使表面获得超亲水性。     

IVR中熔融堆芯被牺牲性材料稀释后的传热计算

应用牺牲性材料的堆芯熔融物稀释方案是先进轻水堆中一种新型的严重事故缓解措施。严重事故发生时,掉落的堆芯熔融物被氧化物牺牲性材料（OSM）稀释,导致熔池结构发生翻转,因此计算翻转后熔融池的传热行为是进行牺牲性材料筛选和评价稀释方案可行性的重要研究内容。本文计算了容器内滞留（IVR）中熔融堆芯被Fe₃O₄、TiO₂和Al₂O₃3种候选OSM稀释后压力容器壁面的热流密度分布。研究发现,布置OSM后,上腔室结构在强烈热辐射的作用下会熔化掉落。随着OSM布置量的增大,压力容器壁面最大热流密度减小,当布置15 m³的OSM时,压力容器伸长约2 m,此时壁面最大热流密度较未布置时减小约45%,且当布置相同体积的OSM时,Fe₃O₄导致的壁面最大热流密度减小最多。此外,UO₂-ZrO₂-OSM三元混合物的熔点高低会对氧化物层表面是否结壳产生影响,从而影响壁面最大热流密度。     

IVR中熔融堆芯被牺牲性材料稀释后的RPV弹塑性有限元分析

布置氧化物牺牲性材料（OSM）的熔融堆芯稀释方案是一种较有前途的容器内滞留（IVR）增强技术。布置OSM后,堆芯熔融物的质量和体积增大,且熔池结构发生翻转,氧化物层位于反应堆压力容器（RPV）直筒段,因此分析布置OSM后RPV的结构完整性是评价稀释方案可行性的重要研究内容。本文分别对未布置OSM（传统IVR）和布置OSM后的RPV进行弹塑性分析。研究发现,RPV结构不连续区域是结构中最薄弱的位置,未布置OSM时,结构不连续部位进入极限承载状态,但此处外壁面的最大纵向主应变较小（约3.9%）,RPV不会发生塑性撕裂失效;布置OSM后,RPV的结构承载能力显著增强,在远离结构不连续区域的部位,壁面非屈服区厚度增大,即使在结构不连续部位,壁面也未进入极限承载状态,且也不会发生塑性撕裂失效。     

压水堆高温陶瓷型堆内捕集器设计与初步分析

为防止压力容器内壁发生熔化,作为压力容器外部冷却技术的补充,本文设计了一种由耐高温陶瓷材料制成的堆内捕集器,利用陶瓷材料耐高温、高热阻的特性来优化热流分配。通过建模和计算,结果表明：熔融物氧化物层向下的平均热流密度明显降低,压力容器内壁不会出现熔化现象,保证了其完整性;向上的热流增加使上腔室温度升高,但未超过其结构材料熔点,不会造成上腔室熔化。研究结果显示了采用耐高温陶瓷堆内捕集器设计的潜在可行性。     

反应堆内熔融物冷却的三维数值模拟研究

目前国际上普遍采用堆芯熔融物压力容器内滞留（IVR）策略来缓解严重事故后果。本文基于日本应用能源研究所开发的核电厂事故分析程序SAMPSON,对其压力容器内熔融物冷却分析（DCA）模块进行改进,增加了熔池内金属和氧化物分层模型,开发了熔融物三维直角坐标网格与压力容器三维曲面坐标的交界面几何参数前处理程序,改进了压力容器外冷却的传热关系式。通过AP1000核电机组严重事故下的IVR对改进后的程序进行分析验证,并与实验结果进行对比。结果表明,改进后的SAMPSON程序可对核电厂严重事故下下封头内的熔融物冷却滞留开展有效的模拟分析。     

先进压水堆熔融物堆内滞留参数不确定分析研究

压水堆核电厂在严重事故下将发生堆芯熔化事故而形成熔融池。形成熔融池的过程具有很大的不确定性,这影响到反应堆压力容器熔融物堆内滞留（IVR）策略的有效性。本工作以AP1000核电厂两层IVR模型为研究对象,对成功实施反应堆压力容器外部冷却（ERVC）的假想严重事故进行了熔融池参数不确定性分析,包括参数的敏感性分析和使用拉丁超立方抽样的概率分析。结果表明：衰变功率对IVR评价参数影响最大,应采取措施（如上堆腔注水）尽量延缓堆芯熔化的时间;熔融物中不锈钢的质量将对金属层参数造成较大影响,可考虑在压力容器内布置牺牲性材料来减小金属层的集热效应;氧化物层外压力容器失效的概率仅为1.2%,但金属层外压力容器失效的概率高达20%。本结果对今后IVR策略研究和设计具有一定的指导意义,同时也为压水堆核电厂安全评审提供理论支持。     

基于OpenFOAM的熔融池自然对流传热与凝固数值研究

熔融物堆内滞留是第3代核电技术重要的严重事故缓解措施之一,堆芯熔融池在压力容器下封头壁面的热流密度分布直接影响该策略的有效性。本文基于开源的数值计算流体力学软件平台OpenFOAM,应用相变模型和浮升力模型二次开发了用于模拟堆芯熔融物由内热源或温差驱动的自然对流传热与相变求解器。应用该求解器模拟了瑞典皇家理工学院开展的二维氧化池与金属层耦合传热试验,获得了氧化池和金属层硬壳的相场,以及熔融池内的温度分布及沿容器壁面的热流密度分布。计算结果表明,该模型可用于熔融物凝固与自然对流的模拟,为深入分析核电厂采用熔融物堆内滞留措施后熔融池的行为奠定了基础。     

Pressure effect on CHF enhancement in pool boiling of nanofluids

This paper investigates critical heat flux (CHF) in saturated pool boiling for water and TiO₂ nanofluid on a 7-mm-diameter vertical copper surface at pressures of 0.1–0.8 MPa. The nanofluid was prepared by dispersing 0.002 wt% TiO₂ nanoparticles in deionized water. The CHF of the nanofluid was enhanced about two times over that of water boiling at atmospheric pressure. With the increasing pressure, however, the CHF enhancement with the nanofluid decreases, and almost disappears at 0.8 MPa.