铅铋冷却快堆堵流事故下堵块参数对流动传热的影响

铅铋冷却快堆是第四代核能系统之一,其具有许多运行与安全性优势。但铅铋冷却快堆在运行过程中,堆芯结构材料会受到铅铋合金冷却剂的腐蚀作用,腐蚀产物在堆内堆积可能会引发堵流事故,从而导致包壳传热恶化,并影响冷却剂的流动传热效果。通过对铅铋冷却快堆单盒燃料组件建模,使用商用计算流体力学软件STAR-CCM+对不同堵块参数下的5个堵流事故工况开展了计算分析。通过对事故后包壳内壁面温度、子通道中心温度的轴向发展和堵块周围流场的轴向速度分布进行对比分析,获得了各种堵块参数对堵流事故后传热恶化、流场性质的不同影响规律。     

矩形封闭腔内底部弧形面加热自然对流换热实验研究

小型模块化反应堆的安全壳上封头被设计浸没在大量冷却剂中,在严重事故发生后,安全壳内的堆芯余热通过上封头外部的自然对流排出。为了研究安全壳上封头外部自然对流换热的二维特性,利用一个矩形封闭腔装置,在底部弧形面加热及常压条件下,开展了换热实验。同时利用粒子图像测速法(Particle Image Velocimetry,PIV)测量了弧形加热面周围的流场形态。研究发现:平均努塞尔特数(Nu)随加热功率而增大,但增长速率呈降低趋势;沿着弧形加热面向上,局部换热强度先减小后增大,在弧形面40°附近达到最低值;PIV测量结果展示了加热面周围流场形态;主流区的流动速度分层现象明显,且在X=50 mm前后的分层趋势相反,其主要源于横向速度的差异;最大流速与加热功率无关,功率主要影响主流区域的流动速度和其横向速度分量。