1、三代先進(jìn)壓水堆AP1000引入了非能動余熱排出系統(tǒng)(PRHRs)，內(nèi)置換料水箱(IRWST)是非能動余熱排出系統(tǒng)的關(guān)鍵設(shè)備之一，非能動余熱排出熱交換器(PRHR HX)、自動降壓系統(tǒng)1-3級噴灑器(ADS sparger)均浸沒在內(nèi)置換料水箱中，事故工況下，非能動余熱排出熱交換器、自動降壓系統(tǒng)噴灑器等設(shè)備啟動，非能動地將一回路余熱排出至二次側(cè)熱阱內(nèi)置換料水箱，為反應(yīng)堆提供應(yīng)急冷卻，其安全、高效運(yùn)行對于保證反應(yīng)堆事故余熱排出工況下，反應(yīng)堆

2、有效降溫、降壓具有重要作用。
　　本研究以AP1000為主要參考對象，搭建分離效應(yīng)整體縮比IRWST&PRHRHX&ADS實(shí)驗(yàn)臺架，研究反應(yīng)堆內(nèi)置換料水箱及其關(guān)鍵部件PRHR HX管壁加熱式傳熱、ADS高溫蒸汽噴放式冷凝過程中的熱工水力學(xué)特性，獲得IRWST內(nèi)整體三維溫度場、三維速度場分布及局部傳熱系數(shù)，從而揭示關(guān)鍵進(jìn)程傳熱、傳質(zhì)機(jī)理，進(jìn)而把握內(nèi)置換料水箱內(nèi)流體整體、局部的傳熱、流動特性。
　　對于PRHR HX特殊形狀的C

3、型管束傳熱研究，基于IRWST&PRHR HX分離效應(yīng)縮比實(shí)驗(yàn)，分別對PRHR HX豎直段、上部水平段、下部水平段在單相自然對流階段、兩相沸騰階段傳熱特性進(jìn)行了深入分析，且基于實(shí)驗(yàn)數(shù)據(jù)驗(yàn)證了各類傳統(tǒng)半經(jīng)驗(yàn)傳熱關(guān)聯(lián)式對PRHR HX C型管束不同傳熱區(qū)域的適用性。另外，實(shí)驗(yàn)結(jié)果表明，在余熱排出進(jìn)程中PRHR HX持續(xù)加熱作用下，IRWST熱分層現(xiàn)象十分明顯，對應(yīng)熱分層數(shù)（Str數(shù)）接近1。對此，本研究創(chuàng)新性地在PRHR HX二次側(cè)管束區(qū)新

4、裝不同數(shù)量的導(dǎo)流板以減弱IRWST內(nèi)熱分層程度，并基于實(shí)驗(yàn)數(shù)據(jù)評價該新型導(dǎo)流板設(shè)計方案對IRWST對流傳熱特性、三維溫度速度分布，PRHR HX整體、局部傳熱效果的影響。實(shí)驗(yàn)結(jié)果表明，PRHR HX二次側(cè)新增導(dǎo)流板方案使得IRWST內(nèi)的熱分層程度降低30％以上，有利于內(nèi)置換料水箱在更長時間內(nèi)對反應(yīng)堆一回路進(jìn)行降溫、降壓，保證長期冷卻效果。
　　對于AP1000自動降壓系統(tǒng)噴灑器復(fù)雜結(jié)構(gòu)多孔噴放條件下的高溫高壓蒸汽直接接觸式冷凝(D

5、CC)現(xiàn)象，本研究基于IRWST&ADS噴灑器分離效應(yīng)縮比實(shí)驗(yàn)，研究了內(nèi)置換料水箱內(nèi)整體循環(huán)特性、溫度分布以及自動降壓系統(tǒng)蒸汽噴放條件下的傳熱特性。本研究創(chuàng)新性地采用噴放簡化“集總蒸汽冷凝區(qū)”模型，對復(fù)雜結(jié)構(gòu)、多噴孔條件下ADS原型縮比噴灑器噴放冷凝傳熱系數(shù)進(jìn)行評估計算，實(shí)驗(yàn)結(jié)果表明，在IRWST內(nèi)流體相對大過冷度條件下，蒸汽噴放傳熱系數(shù)范圍約為0.6-2.9MW/(m2·℃)。另外，為減弱ADS噴灑器噴放條件下IRWST內(nèi)的熱分層現(xiàn)象

6、，本研究創(chuàng)新地提出了ADS噴頭優(yōu)化方案，通過調(diào)整ADS噴灑器在IRWST內(nèi)的高度位置，改變IRWST內(nèi)整體流動、溫度分布，并采用熱分層準(zhǔn)則數(shù)理查德森數(shù)（Ri數(shù)）與熱分層數(shù)（Str數(shù)）預(yù)測、評價IRWST內(nèi)的熱分層的形成條件、熱分層程度。實(shí)驗(yàn)結(jié)果表明，ADS噴頭位置優(yōu)化方案能夠有效降低IRWST內(nèi)的熱分層程度，有利于長期冷卻階段核電廠的長期、安全、穩(wěn)定運(yùn)行。
　　本實(shí)驗(yàn)研究對AP1000內(nèi)置換料水箱熱工水力特性進(jìn)行了詳細(xì)、深入的研究