液态铅铋与水界面碎化行为的可视化实验

摘要：

在中国铅基反应堆(CLEAR)换热器管道破口(SGTR)事故工况下,二回路高压水可能会直接与一回路铅铋共晶合金(LBE)接触,导致水/蒸汽混合物的急速沸腾,甚至发生蒸汽爆炸,从而危及反应堆的安全.为研究水与熔融LBE接触界面间的沸腾传热与蒸汽爆炸现象及机理,本文通过熔融LBE/水直接接触反应实验平台,依托高速摄像机记录熔融LBE入水爆炸或碎化过程.实验分析了LBE温度(250～500℃)、水温(25～80℃)对熔融LBE碎化行为的影响.结果显示,随着熔融LBE温度或水温的升高,LBE碎化质量中位粒径呈减小趋势;当熔融LBE与水接触界面温度大于水的均相成核温度时,蒸汽爆炸现象更易发生,碎化现象更明显.

关键词： 核反应堆 次临界装置 铅铋共晶合金 水界面 碎化行为 蒸汽发生器 传热管 破裂事故

作者: 黄望哩 周丹娜 洒荣园 姜华磊 朱志强

作者单位: 中N1科学技术大学,安徽合肥 230026;中国科学院核能安全技术研究所,中国科学院中子输运理论与辐射安全重点实验室,安徽合肥 230031 中国科学院核能安全技术研究所,中国科学院中子输运理论与辐射安全重点实验室,安徽合肥 230031

会议类型: 国内会议

会议名称: 第九届全国新堆与研究堆学术报告会

会议地点: 合肥

会议语种:中文

页码: 174-180

在线出版日期: 2014-11-01（万方平台首次上网日期，不代表论文的发表时间）