铅铋快堆SGTR事故下高压过冷水注入高温铅铋合金流动传热数值模拟研究 |
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引用本文: | 刘莉,袁俊杰,顾汉洋,包睿祺,刘茂龙,王科.铅铋快堆SGTR事故下高压过冷水注入高温铅铋合金流动传热数值模拟研究[J].核动力工程,2023(4):55-64. |
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作者姓名: | 刘莉 袁俊杰 顾汉洋 包睿祺 刘茂龙 王科 |
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作者单位: | 1. 上海交通大学核科学与工程学院;2. 中国石油大学(北京)机械与储运工程学院 |
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基金项目: | 国家自然科学基金资助项目(51906147);;上海市自然科学基金资助项目(21ZR1430900); |
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摘 要: | 铅铋快堆内蒸汽发生器传热管两侧为高压过冷水和高温铅铋冷却剂,传热管两侧较大的压差和温差以及液态铅铋合金(LBE)的腐蚀效应可能造成蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)事故。深入研究事故后高压过冷水冲击高温液态LBE的射流沸腾和相变产物蒸汽扩散的特征,具有十分重要的学术意义和工程应用价值。为揭示事故工况下液态LBE与水相互作用的传热传质机理,基于流体体积(VOF)方法,结合LES湍流模型和Lee相变模型,建立了水/蒸汽-液态铅铋多相流动与传热的三维数值计算模型,系统研究了高压过冷水注入高温LBE内发生的相变传热过程。结合注入压力及过冷水温度等因素,分析了射流沸腾过程中不同工况对射流形态、迁移深度以及沸腾行为的影响,研究结果可为SGTR事故工况下堆芯安全性预测提供指导。
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关 键 词: | 铅铋快堆 蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)事故 水/蒸汽-液态铅铋(LBE) 射流沸腾 |
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