12绪论核反应堆两相流与沸腾传热研究重要性压力容器下封头表面两相沸腾临界历史教训：精准预测下封头外表面CHF特性对确保压力容器完整性极为重要！面朝上CHFPK热管段冷管段压力容器支撑面朝下CHF蒸汽/水出口堆芯出口挡板NuTHeL加热面朝上CHF试验结果绝热层绝热层电肉烤器特油再分布熔融学“压力容器下封头绝热层支选水口进口浮球6%CHFCHFIVR-ERVC措施示意图NuTHeL加热面朝下CHF试验结果
绪论 12 IVR-ERVC措施示意图 历史教训：精准预测下封头外表面CHF特性对确保压力容器完整性极为重要！ ➢ 压力容器下封头表面两相沸腾临界 6%CHF CHF NuTHeL加热面朝下CHF试验结果 NuTHeL加热面朝上CHF试验结果 PK 面朝上CHF 面朝下CHF 核反应堆两相流与沸腾传热研究重要性
13绪论核反应堆两相流与沸腾传热研究重要性核反应堆主设备两相流动沸腾传热volumevolumefractionfractionCHFOCCUrCHF第压水堆堆芯组件临界热流密度预测QualTob蒸汽发生器二次侧两相温度及空泡份额分布蒸汽发生器压水堆堆芯棒束组件
绪论 13 ➢ 核反应堆主设备两相流动沸腾传热 压水堆堆芯棒束组件 蒸汽发生器二次侧两相温度及空泡份额分布 蒸汽发生器 压水堆堆芯组件临界热流密度预测 核反应堆两相流与沸腾传热研究重要性
14绪论核反应堆两相流与沸腾传热研究重要性汽液两相流流型流型变化会使汽液相交界面重新构建，导致两相流动传热机理发生变化。流型与压力、流量、含汽率、热流密度、通道几何形状等因素密切相关。环状流弥散泡状流帽状泡状流搅混流泡状流未来方向：发展不同流型下两相流动阻力与沸腾换热系数高精度理论模型
绪论 14 ➢ 汽液两相流流型 未来方向：发展不同流型下两相流动阻力与沸腾换热系数高精度理论模型。 泡状流 弥散泡状流 帽状泡状流 搅混流 环状流 • 流型变化会使汽液相交界面重新构建，导致两相流动传热机理发生变化。 • 流型与压力、流量、含汽率、热流密度、通道几何形状等因素密切相关。 核反应堆两相流与沸腾传热研究重要性
15绪论核反应堆两相流与沸腾传热研究重要性小破口事故下ADS-4T型管汽液两相夹带与稳压器波动管CCFL现象ADS1-38管>ADSAAIART型管aBKE54支所表本容动RaiCCF稳压器波动管东力容器波动管局部夹带现象稳压器波动管汽液两相逆流现象堆芯压力容器T型管单端进气夹带现象T型管双端进气夹带现象
绪论 15 ➢ 小破口事故下ADS-4 T型管汽液两相夹带与稳压器波动管CCFL现象 T型管 稳压器波动管 T型管单端进气夹带现象 T型管双端进气夹带现象 稳压器波动管汽液两相逆流现象 波动管局部夹带现象 堆芯压 力容器 SG 入口 核反应堆两相流与沸腾传热研究重要性
16绪论核反应堆两相流与沸腾传热的重要性核动力系统两相流动不稳定性固有稳定性为什么在反应堆、蒸汽发生器以及其他存在两相流的设备中一般不允许出现流动不稳定性？流量和压力振荡所引发的机械力会使部件产生有害的机械振荡，导致部件的疲劳损坏。流动振荡会干扰控制系统SSPALDING流动振荡会使部件的局部热应力产生周期性变化从而导致部件的热疲劳破坏。INSTINCTLEATHERCONPOSITE流动振荡会使系统内的传热性能变坏，极大地降低系统的输热能力，并使临界热流密度大幅度下降，造成沸腾临界过早出现。固有不稳定性
绪论 16 核反应堆两相流与沸腾传热的重要性 ➢ 核动力系统两相流动不稳定性 为什么在反应堆、蒸汽发生器以及其他存在两相流的 设备中一般不允许出现流动不稳定性？ • 流量和压力振荡所引发的机械力会使部件产生有 害的机械振荡，导致部件的疲劳损坏。 • 流动振荡会干扰控制系统。 • 流动振荡会使部件的局部热应力产生周期性变化， 从而导致部件的热疲劳破坏。 • 流动振荡会使系统内的传热性能变坏，极大地降 低系统的输热能力，并使临界热流密度大幅度下 固有不稳定性 降，造成沸腾临界过早出现。 固有稳定性