超臨界水冷堆跨臨界瞬態(tài)特性研究.pdf

1、超臨界水冷堆是第四代先進核能系統(tǒng)中唯一以輕水作為冷卻劑的反應(yīng)堆。跟目前的輕水堆相比，超臨界水冷堆具有獨特的特色，如高效率、低堆芯流量、系統(tǒng)簡化等。為了進行超臨界水堆核能系統(tǒng)的性能評估與可行性分析，國際上已經(jīng)開發(fā)了一些適用于超臨界水堆工況的分析程序。但對于臨界點附近區(qū)域，水的換熱現(xiàn)象和相變機理的研究存在很大的不足。尤其對于超臨界水堆跨臨界階段的熱工參數(shù)的瞬態(tài)分析仍然極少。因此對跨臨界區(qū)域水的換熱變化規(guī)律以及超臨界水堆跨臨界階段的堆芯特性分

2、析是非常必要的。
　　以日本超臨界水冷熱堆SuperLWR為背景，針對它的堆芯設(shè)計和燃料組件設(shè)計，提出基礎(chǔ)研究分析模型。通過對基礎(chǔ)研究對象的分析，編制超臨界水冷堆跨臨界瞬態(tài)分析程序，實現(xiàn)跨臨界條件下的熱工水力瞬態(tài)分析。利用該程序，通過改變邊界條件，進行跨臨界區(qū)域水的換熱計算，分析其換熱變化規(guī)律;并分析了壓力、質(zhì)量流速、通道當(dāng)量直徑、熱流密度對超臨界水冷堆單通道內(nèi)的水強迫對流換熱的影響;然后對超臨界水堆滑壓啟動工況升壓階段進行了分析

3、。
　　通過編制程序，對跨臨界區(qū)域水換熱特性和超臨界水堆滑壓啟堆升壓階段研究，得出結(jié)論:跨臨界區(qū)域內(nèi)，水的物性參數(shù)在飽和溫度、臨界溫度或擬臨界溫度會發(fā)生急劇變化。其中，在確定壓力下，水的密度、動力粘度隨溫度急劇下降;而定壓比熱、導(dǎo)熱系數(shù)、普朗特數(shù)隨溫度急劇升高。選用不同的超臨界水換熱關(guān)聯(lián)式進行計算，計算所得的換熱系數(shù)在擬臨界點附近區(qū)域差別很大，這將對超臨界水堆的換熱產(chǎn)生較大影響。在超臨界壓力下，擬臨界點附近，提高壓力、質(zhì)量流速或者