论文摘要
压力容器外部冷却（IVR-ERVC）是压水堆核电站严重事故管理的重要措施,通过外部冷却,将堆内熔融物热量排出,保证压力容器下封头完整性。大型先进压水堆由于功率提升以及设计尺寸改变,有必要验证其压力容器（RPV）外壁临界热通量的大小。本文以大型先进压水堆在IVR-ERVC实施条件下,其RPV-保温层流道中流动及传热特性作为核心目标,对其下封头外壁临界热通量进行初步试验研究。本文首先分析了模拟研究对象,提出了试验设计方案与设计要求,设立了试验内容。对流道流动、沸腾传热及临界热通量影响较大的因素进行了分析。主要试验内容为在外部冷却条件下,完全模拟实际流道流动状况,进行下封头外壁临界热通量（CHF）试验,得到CHF数据。同时掌握ERVC系统循环流动、沸腾传热特性以及流动-保温层相互作用规律。设计并建立了IVR-ERVC试验装置平台系统。其中,对试验装置进行了模化分析,使回路中流动和传热特性、过程与原型IVR-ERVC系统相似,切实模拟原型堆ervc的实施过程。循环回路为闭式自然循环回路,满足整体系统和控制容积的模化律。压力容器-保温层流道在形状与结构与原型一致,该流道以及加热段构成了本试验主装置的试验本体。加热段为一维切片结构,与原型下封头具有相同的曲率半径。为了模拟原型中的阻力特性,本试验装置的主要阻力部件（进水与排汽组件等）完全参照原型设计,满足流道截面模化比,而且进出口组件流通面积是可进行调整的,以满足不同试验工况。加热段采用弧形铜块加热,厚度上考虑其大的热惯性。辅助与支持系统,包括供水与预热、冷凝与冷却系统等,可对试验主装置系统的温度和压力条件进行调节。电气系统控制对试验本体加热段的加热,分组控制,能够满足功率整形热流分布曲线。对试验装置平台系统进行了调试,包括分系统调试与整体调试。对试验主装置的重要特性参数进行检查。确认辅助系统、支持系统、测控系统、电气系统等的流程及功能合理可靠,满足试验要求。对测量仪表进行了检定,保证试验测量及采集系统准确可靠。对试验装置平台进行了热平衡试验与系统工况调节预试验,验证了平台可靠性。在试验装置调试正常的基础上,进行了基准工况下的chf试验。本文设计了45°位置的基准试验,对试验方案和试验过程进行了探讨。最后,试验测得了45°位置的临界热通量。分析试验结果,得到了对chf发生、判定及计算的经验和方法。研究分析了不同加热功率下的流道压力、流道进出口压差、保温层两侧压差等热力参数的动态特性,为后续试验研究积累了经验。本文重点在设计全尺寸的试验研究装置,以模拟大型先进压水堆ERVC过程中的流道流动特性,测量临界热通量。通过基准工况试验,得到了流道流动和临界热流密度的特性,为后续深入研究CHF试验提供一定启发。