基于可视化实验的双层熔融池传热及分层界面硬壳特性研究

1

作者 余剑 张亚培 +2 位作者 苏光辉 田文喜 秋穗正 《核动力工程》 北大核心 2025年第4期102-108,共7页

为了研究双层熔融池氧化层与金属层之间的分层界面硬壳形成特性,分析界面硬壳对熔融池流动传热的影响,设计搭建了可视化双层熔融池实验装置。50 mol%NaNO3-50 mol%KNO3混合熔盐与高温导热油分别作为氧化层与金属层的模拟物,熔融池修正... 为了研究双层熔融池氧化层与金属层之间的分层界面硬壳形成特性,分析界面硬壳对熔融池流动传热的影响,设计搭建了可视化双层熔融池实验装置。50 mol%NaNO3-50 mol%KNO3混合熔盐与高温导热油分别作为氧化层与金属层的模拟物,熔融池修正瑞利数在10~9~1012范围内。开展了6组实验,观察到了界面硬壳的动态形成特性,获得了熔融池温度、侧壁面热流密度、硬壳厚度和传热特性关系式,分析了界面硬壳对双层熔融池传热特性的影响。结果表明,界面硬壳从侧壁面开始生长,且形成的界面硬壳将会削弱双层熔融池向上传热,并导致熔融池最高温度出现在界面硬壳下方。本研究解决了双层熔融池界面硬壳生长过程难以观察的问题,总结了界面硬壳状态变化规律,能够为严重事故安全分析提供数据支撑。 展开更多

关键词 严重事故 双层熔融池 界面硬壳 自然对流

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三层熔池结构对AP1000反应堆压力容器外壁面热流密度的影响 被引量：3

2

作者 刘丽莉 余红星 +4 位作者 陈亮 邓坚 邓纯锐 向清安 邹志强 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2018年第6期167-171,共5页

严重事故后期,反应堆压力容器(RPV)下腔室内熔融物(U-Zr-O-Fe)可能发生分层。但目前采用的三层熔池结构分析模型之间有较大差异。本文采用了3种不同熔池结构模型:Esmaili&Khatib-Rahbar模型、Seiler模型、MAAP5程序模型分别计算了AP... 严重事故后期,反应堆压力容器(RPV)下腔室内熔融物(U-Zr-O-Fe)可能发生分层。但目前采用的三层熔池结构分析模型之间有较大差异。本文采用了3种不同熔池结构模型:Esmaili&Khatib-Rahbar模型、Seiler模型、MAAP5程序模型分别计算了AP1000电厂的三层熔池结构并对RPV外壁面热流密度分布进行分析。结果表明,3种计算模型计算的熔池结构差异很大,进而影响了RPV外侧的热流密度分布。相比Esmaili&Khatib-Rahbar模型,Seiler模型更为保守。而MAAP5程序模型虽然在计算氧化物层和重金属层成分时是基于热力学理论,但轻金属层成分的确定方法尚待进一步改进。 展开更多

关键词 严重事故 压力容器内熔融物滞留(IVR)策略 AP1000 熔池结构 热流密度分布

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压力容器下腔室熔池结构计算方法研究

3

作者 刘丽莉 余红星 +2 位作者 陈亮 邓坚 张航 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2016年第3期138-141,共4页

根据堆芯熔融物向下封头迁移的不同路径,给出压力容器下腔室内熔池结构的计算方法,并用MASCA实验结果对该方法进行验证。以百万千瓦级核电厂为对象计算全厂断电(SBO)事故工况下的熔池结构,结果表明,熔融物从侧面迁移到下封头,最终形成... 根据堆芯熔融物向下封头迁移的不同路径,给出压力容器下腔室内熔池结构的计算方法,并用MASCA实验结果对该方法进行验证。以百万千瓦级核电厂为对象计算全厂断电(SBO)事故工况下的熔池结构,结果表明,熔融物从侧面迁移到下封头,最终形成的熔池结构为3层。本方法可为熔融物堆内滞留条件下压力容器下封头的完整性判断提供条件。 展开更多

关键词 熔池结构 相图 混溶隙 严重事故 熔融物堆内滞留(IVR)

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高瑞利数下熔融池换热特性试验研究 被引量：1

4

作者 张卢腾 马如冰 +6 位作者 周瑜琨 张亚培 田文喜 秋穗正 苏光辉 马卫民 元一单 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2016年第5期798-804,共7页

基于大型熔融池换热特性试验装置COPRA,开展了严重事故压力容器下封头内堆芯熔融物换热特性的试验研究。试验段是1/4圆二维切片结构,内半径2.2m,与国内某自主设计三代核电堆型下封头呈1∶1比例,试验采用非共晶摩尔比例20%NaNO_3-80%KNO_... 基于大型熔融池换热特性试验装置COPRA,开展了严重事故压力容器下封头内堆芯熔融物换热特性的试验研究。试验段是1/4圆二维切片结构,内半径2.2m,与国内某自主设计三代核电堆型下封头呈1∶1比例,试验采用非共晶摩尔比例20%NaNO_3-80%KNO_3混合物作为熔融物模拟物。熔融池瑞利数可达到1016量级,与反应堆真实情况下的量级一致。试验研究了不同熔融物注入位置、熔融池高度、加热功率和注入次数等对熔融池温度场和热流密度分布的影响。结果表明,在同等瑞利数量级下,COPRA试验得到的熔融池向下封头壁面传热的Nu较国际上其他试验得到的结果低。 展开更多

关键词 严重事故 熔融池 自然对流 COPRA

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二维瞬态熔融池传热特性分析程序开发与验证 被引量：1

5

作者 张卢腾 苏光辉 +3 位作者 马在勇 步珊珊 孙皖 潘良明 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2019年第S02期1-5,共5页

针对高瑞利数熔融池自然对流传热特性实验(COPRA),建立了熔融池自然对流传热模型,并基于SIMPLE算法开发了二维瞬态熔融池传热特性分析程序。熔融池模型采用近壁修正的低雷诺数(Re)k-ε湍流模型模拟全区域的自然对流,同时考虑了熔融物硬... 针对高瑞利数熔融池自然对流传热特性实验(COPRA),建立了熔融池自然对流传热模型,并基于SIMPLE算法开发了二维瞬态熔融池传热特性分析程序。熔融池模型采用近壁修正的低雷诺数(Re)k-ε湍流模型模拟全区域的自然对流,同时考虑了熔融物硬壳凝固熔化的相变传热过程,以及硬壳与下封头壁面的导热温度场计算。采用瞬态分析程序针对COPRA实验工况进行模拟,计算得到的熔融池温度、圆弧壁面热流密度和硬壳厚度结果与COPRA实验数据符合得较好,验证了本文模型和二维瞬态熔融池传热特性分析程序的可靠性。 展开更多

关键词 严重事故 熔融池 自然对流 模型开发 高瑞利数熔融池自然对流传热特性实验(COPRA)

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船用堆严重事故下熔融物堆内滞留能力分析 被引量：1

6

作者 何翼麟 张帆 张杨伟 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2018年第5期111-116,共6页

堆芯熔化的严重事故,可能导致船用堆下封头失效、熔融物进入堆坑,危害人员及船体安全。本文采用严重事故一体化程序MAAP4,以船用堆全船断电事故为研究对象,针对低压安全注射系统投入时机、低压安全注射水流量,研究下腔室熔池形成后,投... 堆芯熔化的严重事故,可能导致船用堆下封头失效、熔融物进入堆坑,危害人员及船体安全。本文采用严重事故一体化程序MAAP4,以船用堆全船断电事故为研究对象,针对低压安全注射系统投入时机、低压安全注射水流量,研究下腔室熔池形成后,投入低压安全注射系统对熔融物堆内滞留的作用。结果表明:在下腔室熔池形成后1576 s时,投入两台安全注射泵仍能有效阻止压力容器失效,实现熔融物堆内滞留;在下腔室熔池形成2646 s后,投入低压安全注射系统不能阻止压力容器失效。 展开更多

关键词 严重事故 熔池 压力容器失效 MAAP4程序

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硬壳对熔融池换热特性影响试验研究

7

作者 张卢腾 张亚培 +6 位作者 周瑜琨 田文喜 秋穗正 苏光辉 马卫民 赵博 元一单 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2016年第6期1002-1007,共6页

基于大型熔融池换热特性试验台架COPRA,分别采用水和非共晶摩尔比例20%NaNO_3-80%KNO_3混合物作为熔融物模拟物,进行熔融池换热特性试验研究。熔融池瑞利数Ra′可达到1016量级,与反应堆真实情况下的量级一致。试验对比了水试验和熔盐试... 基于大型熔融池换热特性试验台架COPRA,分别采用水和非共晶摩尔比例20%NaNO_3-80%KNO_3混合物作为熔融物模拟物,进行熔融池换热特性试验研究。熔融池瑞利数Ra′可达到1016量级,与反应堆真实情况下的量级一致。试验对比了水试验和熔盐试验得到的熔融池温度场分布和壁面热流密度分布。结果表明,熔融物硬壳的形成对熔融池换热特性产生了明显影响。试验拟合得到了熔融池换热特性关系式,其中热流密度关系式与国际上其他试验得到的结果符合得较好。在同等Ra′量级下,COPRA试验得到的熔融池向下封头壁面的传热量较国际上其他试验的结果低。 展开更多

关键词 严重事故 熔融池 自然对流 COPRA

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基于COMSOL的COPRA熔融池实验仿真研究 被引量：2

8

作者 朱光昱 闵金坤 +1 位作者 张丽 元一单 《核技术》 CAS CSCD 北大核心 2021年第4期76-80,共5页

基于COMSOL Multiphysics软件的非等温流动模块建立了一种适用于熔融池的仿真计算模型。采用相变材料模型模拟实验中的非共晶摩尔比例20%NaNO_(3)-80%KNO_(3)熔融物,通过将实验台架顶端封闭腔的辐射换热转化为表面对外界环境辐射边界条... 基于COMSOL Multiphysics软件的非等温流动模块建立了一种适用于熔融池的仿真计算模型。采用相变材料模型模拟实验中的非共晶摩尔比例20%NaNO_(3)-80%KNO_(3)熔融物,通过将实验台架顶端封闭腔的辐射换热转化为表面对外界环境辐射边界条件,对COPRA(COrium Pool Research Apparatus)实验的湍流场和传热相变过程进行了仿真模拟。仿真结果表明:熔融池内除了存在明显的自然对流外还存在大量的涡流,且在稳态下熔融池内会出现明显的热分层结构。受自然对流和重力影响,冷却壁面附近熔融物结壳的厚度沿冷却壁面随熔融池圆弧壁面径向角度增加而减小。 展开更多

关键词 熔融池 自然对流 热分层 COMSOL

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RPV下封头熔融池换热特性数值模拟研究 被引量：2

9

作者 朱光昱 闵金坤 +2 位作者 靖剑平 王昆鹏 刘福东 《核技术》 CAS CSCD 北大核心 2022年第1期97-102,共6页

熔融物堆内滞留(In-vessel Retention,IVR)指的是在核电厂严重事故发生后,通过在压力容器和保温层间隙注入冷却水防止压力容器熔穿失效。本文基于COMSOL Multiphysics软件建立了一个流-热-固耦合计算模型,对IVR技术作用下的反应堆压力容... 熔融物堆内滞留(In-vessel Retention,IVR)指的是在核电厂严重事故发生后,通过在压力容器和保温层间隙注入冷却水防止压力容器熔穿失效。本文基于COMSOL Multiphysics软件建立了一个流-热-固耦合计算模型,对IVR技术作用下的反应堆压力容器(Reactor Pressure Vessel,RPV)下封头双层熔融池的演变过程进行了仿真研究。当前模型计算结果表明:在稳态分层的状态下,与氧化物层接触的下封头未发生明显的熔化,与金属层接触的下封头会发生明显的熔化,但在被冷却条件下依然可以保持压力容器的完整性。 展开更多

关键词 熔融物堆内滞留 严重事故 熔融池

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严重事故熔融池实验热工水力特性仿真分析 被引量：1

10

作者 朱光昱 张宁娜 +3 位作者 王昆鹏 石兴伟 左嘉旭 刘福东 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2022年第3期631-636,共6页

本文基于LIVE(Late In-Vessel Phase Experiments)三维压水堆熔融池模拟实验,采用COMSOL Multiphysics软件建立了适用于熔融池的仿真计算模型。通过非等温流动模块耦合流体传热和湍流流动过程,使用相变材料模型模拟实验中的非共晶摩尔比... 本文基于LIVE(Late In-Vessel Phase Experiments)三维压水堆熔融池模拟实验,采用COMSOL Multiphysics软件建立了适用于熔融池的仿真计算模型。通过非等温流动模块耦合流体传热和湍流流动过程,使用相变材料模型模拟实验中的非共晶摩尔比例20%NaNO_(3)-80%KNO_(3)熔盐,湍流模型设置为低雷诺数k-ε模型。仿真结果表明,稳态下熔融池内存在较强的沿冷却壁面向下的自然对流,同时还伴随着大量的涡流,在涡流搅拌作用下温度场形成了明显的热分层结构。仿真得到的熔融池中部和顶部区域温度分布以及冷却壁面上的结壳厚度与实验值十分接近,说明COMSOL软件适用于熔融池仿真工作。 展开更多

关键词 熔融池 COMSOL 热分层

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振荡条件下熔融池传热特性研究

11

作者 罗思民 展德奎 陈鹏 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2024年第5期128-135,共8页

为获得振荡条件下熔融池的传热特性,本研究以海洋小型反应堆(简称海洋小堆)双层熔融池为对象开展实验研究。实验采用氟化液FC-40和水分别模拟熔融池的氧化层和金属层,获得了不同振荡条件下熔融池的温度场以及传热量的瞬态变化情况。实... 为获得振荡条件下熔融池的传热特性,本研究以海洋小型反应堆(简称海洋小堆)双层熔融池为对象开展实验研究。实验采用氟化液FC-40和水分别模拟熔融池的氧化层和金属层,获得了不同振荡条件下熔融池的温度场以及传热量的瞬态变化情况。实验结果显示,振荡条件在运动初始阶段对熔融池的影响最为剧烈,随着振荡运动的持续,熔融池会达到热平衡准稳态。一般情况下,振荡条件下熔融池的温度分层减弱,整体温度较静止条件下的温度低,且向冷却壁面的传热量增大。在相同的高强度振荡条件下,纵向振荡的影响比横向振荡更为剧烈,而在低强度振荡条件下,纵向振荡的影响可以忽略。此外,本研究提出了一个新的无量纲参数Lo来表征振荡影响强度,该参数表示在振荡条件下,特征振荡附加力与流体的特征剪切力之比,可用于量化在相同振荡方向条件下不同振荡强度的影响。本研究成果可为海洋小堆的熔融物堆内滞留(IVR)分析和安全系统的设计提供有价值的参考。 展开更多

关键词 海洋小堆 熔融池 振荡条件

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严重事故下堆芯熔融物行为与现象研究 被引量：2

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作者 元一单 宫厚军 +23 位作者 邓坚 苏光辉 陈炼 李炜 张丽 郭勇 全峰阳 曾骁 陈荣华 张亚培 邓俊楷 房芳芳 张会勇 陈鹏 许献洪 杨志义 孔翔程 陈焕栋 徐轶 陈忠伟 龚圣捷 丁铭 韩伟 隋丹婷 《中国基础科学》 2021年第3期1-8,共8页

严重事故下堆内晚期进程的堆芯熔融物行为与现象对三代核电广泛采用的熔融物堆内滞留(IVR)技术有决定性影响,但由于其复杂性,对于该进程的一些重要现象认知严重不足,有些研究在国内处于半空白状态。本文阐述严重事故堆内晚期进程遗留问... 严重事故下堆内晚期进程的堆芯熔融物行为与现象对三代核电广泛采用的熔融物堆内滞留(IVR)技术有决定性影响,但由于其复杂性,对于该进程的一些重要现象认知严重不足,有些研究在国内处于半空白状态。本文阐述严重事故堆内晚期进程遗留问题的研究现状,并针对碎片床形成和再熔化、分层熔池对流换热、熔池形态演变、堆芯材料及熔融物物性数据库等关键科学问题开展模型开发与实验研究。本文的研究及预期成果不仅填补国内部分研究领域的空白,还有助于挖掘IVR技术潜力和严重事故分析软件开发,对实现核电从设计上“实际消除大规模放射性释放”具有重要意义。 展开更多

关键词 严重事故 堆芯熔融物 熔融物与水相互作用 碎片床 熔池

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