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铅基堆SGTR事故下铅铋与水接触碎化行为研究

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摘要

第一章 引言

1.1 加速器驱动次临界系统发展概况

1.2 中国铅基反应堆研究概况

1.3 铅基堆SGTR事故研究现状

1.4 本文主要研究目标和意义

1.5 本文主要研究内容和结构

第二章 熔融金属与水相互作用碎化理论

2.1 热力学作用理论

2.2 水力学作用机理

2.2.1 整体加速碎化理论

2.2.2 局部加速碎化理论

2.3 本章小结

第三章 高温熔融铅铋与水作用实验设计

3.1 实验系统设计

3.1.1 实验装置设计

3.1.2 高速摄像系统选取

3.1.3 瞬态压力测量系统设计

3.2 实验方案设计

3.2.1 铅铋液滴与水作用实验设计

3.2.2 铅铋液柱与水作用实验设计

第四章 铅铋液滴与水作用碎化行为研究

4.1 LBE温度和水温对熔融LBE液滴碎化的影响

4.2 铅铋组分对熔融铅铋液滴碎化的影响

4.3 本章小结

第五章 铅铋液柱与水作用碎化行为研究

5.1 冷却剂温度对熔融LBE液柱碎化的影响

5.1.1 熔融LBE温度的影响

5.1.2 冷却水温度的影响

5.2 LBE入水高度对熔融LBE碎化的影响

5.3 LBE下落直径对熔融LBE碎化的影响

5.4 实验与理论对比

5.5 误差定性分析

5.6 本章小结

第六章 结论与展望

6.1 总结

6.2 创新点

6.3 工作展望

参考文献

致谢

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摘要

中国铅基反应堆(ChinaLEAd-basedReactor,CLEAR)选用具有优良热物性的铅铋共晶合金(Lead-BismuthEutectic,LBE)作为冷却剂的主要候选材料,其设计采用池式结构,蒸汽发生器直接浸没到一回路冷却剂中。当蒸汽发生器管道发生破裂事故(SteamGeneratorTubeRupture,SGTR)后,二回路高压冷却水和高温液态LBE直接接触换热,引起二回路高压水将急速沸腾,并可能引发蒸汽爆炸,从而威胁堆内结构的完整性。目前,国际上针对铅基堆中的SGTR事故实验研究较少,理论模型也尚未形成统一认识。因此,开展这方面的实验研究就显得尤为重要。
  本研究设计和研制了一套高温熔融铅铋合金与冷却水直接接触实验平台,并进行了可视化实验研究。通过铅铋合金液滴与水接触实验,揭示事故现象发生的初始过程。同时,在此基础上开展铅铋液柱与水接触实验,模拟一、二回路冷却介质在较大接触面积情况下的事故工况,并对其产生的压力冲击大小进行评估,进而对其物理机理进行探讨。本文主要研究内容与结果如下:
  1、开展了熔融铅铋液滴与冷却水相互作用实验研究,结果表明:LBE温度(250~500℃)、冷却水温度(25~80℃)的增加都对LBE碎化起了促进作用;熔融LBE与冷却水作用存在一个热力学作用区域,在该区域内,两者相互作用更易引发蒸汽爆炸现象;
  2、开展了熔融LBE液柱与冷却水相互作用的实验研究,结果表明:1)熔融LBE实验温度(300℃~600℃)、冷却水温度(20℃~80℃)的升高对LBE的碎化起了促进作用;LBE直径(5mm~8mm)和入水高度(210mm~450mm)的增加对LBE碎化现象也起了促进作用;2)将已有的水下爆炸冲击波理论应用到熔融铅铋与冷却剂作用的蒸汽爆炸压力冲击波研究中,对实验过程中产生的压力波能量进行了理论评估。3)对比实验与理论分析,本实验熔融LBE碎化的主导的物理机理可认为是由Kelvin-Helmholtz(K-H)不稳定性和临界Weber数共同作用导致的。
  综上,本文开展了高温熔融铅铋与水直接接触相互作用的实验研究,掌握了铅铋与水相互作用的基本规律,获得了铅铋与水的相关物理机理,为后续铅铋合金与水接触相互作用完整模型的建立提供了宝贵的数据资料,同时为铅基堆换热器破口事故安全分析提供了实验数据和理论支持。

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