压水堆顶盖腔室及上腔室流动特性实验研究

作     者：李凯迪 王阔 王龙 谢翀 杜兵 

作者机构：中广核研究院有限公司综合热工水力与安全实验室(广东省核电安全企业重点实验室) 

出 版 物：《核动力工程》 (Nuclear Power Engineering)

年 卷 期：2025年

核心收录：

学科分类：082703[工学-核技术及应用] 08[工学] 0827[工学-核科学与技术] 

主　　题：压水堆 顶盖腔室 上腔室 流场 横向水力载荷 

摘      要：为获得某先进压水堆顶盖腔室和上腔室内流动特性，利用模化原理，采用1∶5比例设计实验模拟体，在不同主流工况下分别使用粒子图像测速（PIV）技术和自主开发的力传感器，对顶盖腔室内典型区域的流场分布特性进行研究，同时对上腔室出口附近控制棒导向筒组件(CRGT)和支承柱组件的横向水力载荷进行测量。结果表明：均匀与非均匀主流分配工况下，中心热套管喇叭口区域均存在较强烈的漩涡状横流，可能导致该区域热套管承受更强烈的冲击和磨损；CRGT所受载荷普遍高于支承柱，各测点受力方向与堆内冷却剂流向基本相符，载荷大小与测点至上腔室出口的距离呈负相关关系；均匀与非均匀工况下的冷却剂流动特性基本一致，验证了堆型设计的安全保守性。因此本研究对堆内结构力学分析、磨蚀机理分析、流致振动评价及落棒性能分析具有重要意义。