大功率先进压水堆压力容器外部自然循环冷却数值研究-核能科学与工程专业毕业论文

列实验等,这些实验结果证明,当严重事故发生时压力容器外部流道内的冷却水能够带走足够的热量使流道内避免发生沸腾危机,因此 IVR-ERVC 策略在 AP600 和 AP1000 反应堆中的应用是可行的。近些年, ERVC 措施在高功率反应堆 APR1400 中的适用性得到了研究。 APR1400[8]是根据 KSNP(Korean Standard Nuclear Power Plant)的经验和技术发展而来的先进压水堆。为了评价 IVR 措施在高功率反应堆中的能力,爱达荷国家工程和环境实验室(INEEL)、韩国首尔国立大学(SNU)和宾尼法尼亚州立大学共同进行了一项为期三年的研究项目。此研究项目的主要内容是压力容器的外部冷却Р(ERVC)以及压力容器内的堆芯补集器()能力评价和提高。针对 ERVC 能力提高部分进行了压力容器外壁面涂层的分离效应实验,结果表明容器外表面的涂层会提高局部临界热通量。Р图 1-4 APR1400 反应堆堆腔淹没示意图[11]РFig.1-4 Schematic of APR1400 reactor cavity flooding[11]РERVC 的实验研究现状Р自 IVR-ERVC 措施被提出以来,针对不同堆型结构的大量 ERVC 实验被开展, 有大尺度的整体效应实验,也有小尺度的分离效应实验,实验结果既为 ERVC 能力评价提供依据也可以用来验证程序对 ERVC 的适用性。РSBLB(Subscale boundary layer boiling)[5]是由宾夕法尼亚州立大学进行的小尺度实验,它确定了下封头半球表面的沸腾曲线。实验系统由一个加压的水箱(压力变化范围:0-1.378bar),一个冷凝器组件,一个加热的半球容器和一个数据采集系统组成。半球表面的半径由 15.24cm 变化至 38.1cm,壁厚为 1.27cm。半球形容器的壁面Р4