【摘 要】
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核电厂堆芯熔融事故工况下反应堆压力容器产生的高热载荷最高达到~106W/m2。核态沸腾是公认的移除热量的方法,能有效地将反应堆压力容器温度维持在800℃以下。随着先进反应堆
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核电厂堆芯熔融事故工况下反应堆压力容器产生的高热载荷最高达到~106W/m2。核态沸腾是公认的移除热量的方法,能有效地将反应堆压力容器温度维持在800℃以下。随着先进反应堆的不断发展和升级,优化核态沸腾率和临界热流密度(CHF)成了堆芯熔化事故下成功实现反应堆压力容器非能动冷却的关键。本文重点研究运用合适的表面涂层来提升压力容器下封头核态沸腾率和临界热流密度(CHF)极限,使得压力容器能够抵御事故工况下的高热载荷。考虑到整体优化性能,材料的耐久性,制造和应用的难易程度,金属多孔材料被认为是最合适的反应堆压
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