超臨界水冷堆跨臨界瞬態(tài)特性研究.pdf

1、超臨界水冷堆是第四代先進(jìn)核能系統(tǒng)中唯一以輕水作為冷卻劑的反應(yīng)堆。跟目前的輕水堆相比，超臨界水冷堆具有獨(dú)特的特色，如高效率、低堆芯流量、系統(tǒng)簡(jiǎn)化等。為了進(jìn)行超臨界水堆核能系統(tǒng)的性能評(píng)估與可行性分析，國(guó)際上已經(jīng)開發(fā)了一些適用于超臨界水堆工況的分析程序。但對(duì)于臨界點(diǎn)附近區(qū)域，水的換熱現(xiàn)象和相變機(jī)理的研究存在很大的不足。尤其對(duì)于超臨界水堆跨臨界階段的熱工參數(shù)的瞬態(tài)分析仍然極少。因此對(duì)跨臨界區(qū)域水的換熱變化規(guī)律以及超臨界水堆跨臨界階段的堆芯特性分

2、析是非常必要的。
　　以日本超臨界水冷熱堆SuperLWR為背景，針對(duì)它的堆芯設(shè)計(jì)和燃料組件設(shè)計(jì)，提出基礎(chǔ)研究分析模型。通過對(duì)基礎(chǔ)研究對(duì)象的分析，編制超臨界水冷堆跨臨界瞬態(tài)分析程序，實(shí)現(xiàn)跨臨界條件下的熱工水力瞬態(tài)分析。利用該程序，通過改變邊界條件，進(jìn)行跨臨界區(qū)域水的換熱計(jì)算，分析其換熱變化規(guī)律;并分析了壓力、質(zhì)量流速、通道當(dāng)量直徑、熱流密度對(duì)超臨界水冷堆單通道內(nèi)的水強(qiáng)迫對(duì)流換熱的影響;然后對(duì)超臨界水堆滑壓?jiǎn)?dòng)工況升壓階段進(jìn)行了分析

3、。
　　通過編制程序，對(duì)跨臨界區(qū)域水換熱特性和超臨界水堆滑壓?jiǎn)⒍焉龎弘A段研究，得出結(jié)論:跨臨界區(qū)域內(nèi)，水的物性參數(shù)在飽和溫度、臨界溫度或擬臨界溫度會(huì)發(fā)生急劇變化。其中，在確定壓力下，水的密度、動(dòng)力粘度隨溫度急劇下降;而定壓比熱、導(dǎo)熱系數(shù)、普朗特?cái)?shù)隨溫度急劇升高。選用不同的超臨界水換熱關(guān)聯(lián)式進(jìn)行計(jì)算，計(jì)算所得的換熱系數(shù)在擬臨界點(diǎn)附近區(qū)域差別很大，這將對(duì)超臨界水堆的換熱產(chǎn)生較大影響。在超臨界壓力下，擬臨界點(diǎn)附近，提高壓力、質(zhì)量流速或者