壓力容器外部冷卻技術(shù)研究進(jìn)展及建議

鄧江明,陳 薇,鐘達(dá)文,申中祥,炊曉東,張兆虎

(1.核動(dòng)力運(yùn)行研究所,湖北 武漢 430223;2.中國(guó)核電發(fā)展中心,北京 100045;3.華北電力大學(xué),北京 102206)

壓水堆核電站發(fā)生嚴(yán)重事故時(shí)有可能發(fā)生堆芯熔化，將熔融物冷卻和持留在反應(yīng)堆壓力容器內(nèi)是緩解事故的一項(xiàng)關(guān)鍵策略，稱(chēng)為熔融物堆內(nèi)滯留 (IVR)。通過(guò)非能動(dòng)方式向反應(yīng)堆腔室充水，淹沒(méi)壓力容器下封頭，在壓力容器外部進(jìn)行池內(nèi)沸騰冷卻，是實(shí)現(xiàn)熔融物堆內(nèi)滯留的重要措施，壓力容器外部冷卻 (ERVC)的原理示意圖如圖1所示。利用壓力容器外側(cè)水的沸騰換熱和非能動(dòng)自然循環(huán)流動(dòng)，將半球形封頭內(nèi)熔融物的衰變熱帶走，從而保持壓力容器的完整性，避免和延緩后續(xù)后果更嚴(yán)重事故進(jìn)程的發(fā)生。

壓水堆壓力容器外部冷卻技術(shù)起源于20世紀(jì)60年代末期[1]，并在近年越來(lái)越受到各國(guó)學(xué)者的重視。在三哩島核事故 (TMI-2)中，核反應(yīng)堆堆芯發(fā)生部分熔化與顯著氧化，燃料中裂變產(chǎn)物釋放。據(jù)估計(jì)有大約45%的核燃料發(fā)生熔化，20%(約19公噸)的堆芯燃料落到反應(yīng)容器的底部，底部樣本的檢查顯示熔融物在1.0 m×0.8 m的橢圓區(qū)域內(nèi)，局部熱斑處溫度持續(xù)30 min達(dá)到約1370 K。熱斑區(qū)域外的內(nèi)表面溫度保持在約900 K之下。所有嚴(yán)重事故分析系列預(yù)測(cè)壓力容器將會(huì)在這種極端條件下毀壞。然而，TMI-2事故中的壓力容器沒(méi)有毀壞，而且下封頭在沒(méi)有外部冷卻的情況下保持了完整性。事后在對(duì)壓力容器的調(diào)查中，發(fā)現(xiàn)部分地方熔融物和壓力容器內(nèi)表面并沒(méi)有接觸，而是形成一些狹窄的縫隙。縫隙內(nèi)沸騰換熱有效冷卻了熔融物，從而避免壓力容器的失效[2]。因此，實(shí)現(xiàn)壓力容器外部冷卻技術(shù)的關(guān)鍵在于保證由堆內(nèi)熔融物傳導(dǎo)給下封頭壁面的熱流密度不超過(guò)沸騰的臨界熱流密度 (CHF)。

圖1 ERVC原理圖Fig.1 Schematic of ERVC

壓力容器外部冷卻技術(shù)是緩解嚴(yán)重事故的關(guān)鍵措施之一，具有十分重要的意義。國(guó)內(nèi)外對(duì)相關(guān)問(wèn)題進(jìn)行了大量的研究，本文總結(jié)國(guó)內(nèi)外的試驗(yàn)，理論和應(yīng)用領(lǐng)域的研究進(jìn)展，并探討了壓水堆壓力容器外部冷卻技術(shù)的研究方向。

1 ERVC試驗(yàn)研究進(jìn)展

壓力容器外部冷卻技術(shù)涉及沸騰換熱，而沸騰換熱主要通過(guò)試驗(yàn)進(jìn)行研究。試驗(yàn)研究側(cè)重于研究冷卻劑的流動(dòng)與傳熱特性，尤其是下封頭外表面的CHF隨傾角的變化規(guī)律。試驗(yàn)研究階段大體可以分為:ERVC有效性驗(yàn)證階段，ERVC性能評(píng)價(jià)階段和強(qiáng)化ERVC性能階段。

1.1 ERVC有效性驗(yàn)證階段

ERVC技術(shù)在提出后，美國(guó)組織人員開(kāi)展了有效性驗(yàn)證試驗(yàn)，以評(píng)價(jià)ERVC技術(shù)的可行性。大部分反應(yīng)堆壓力容器外側(cè)設(shè)有保溫層，保溫層與壓力容器之間構(gòu)成流道。Henry等[3]采用縮比試驗(yàn)臺(tái)架測(cè)試了分別采用單相水、汽水兩相流以及蒸汽流過(guò)流道三種情況的換熱能力。研究表明，ERVC可對(duì)反應(yīng)堆壓力容器外壁進(jìn)行充分的冷卻，并指出ERVC應(yīng)成為目前堆型和未來(lái)堆型核事故管理的技術(shù)方案。Chu等[4]運(yùn)用全尺度的CYBL設(shè)施對(duì)反應(yīng)堆下封頭外表面的瞬態(tài)沸騰換熱進(jìn)行了試驗(yàn)研究。試驗(yàn)結(jié)果下封頭容器底部中心區(qū)域溫度最高，底部區(qū)域的CHF為500 kW·m-2，設(shè)計(jì)的新型堆坑能夠滿(mǎn)足AP600的IVR策略的排熱量要求。

1.2 ERVC性能評(píng)價(jià)階段

在ERVC對(duì)IVR策略能夠提供有效支撐的前提下，研究的重點(diǎn)逐漸轉(zhuǎn)變?yōu)檠芯繅毫θ萜魍獗砻娣序v換熱的傳熱特性。要保證壓力容器的完整性，關(guān)鍵在于保證下封頭處的熱流密度沒(méi)有超過(guò)外部沸騰的CHF。因此，研究朝下曲面的CHF特性成為研究重點(diǎn)。

El-Genk和Glebov[5]研究了加熱面向下的不同厚度的縮比銅質(zhì)試驗(yàn)件在水中池內(nèi)沸騰的傳熱特性，獲得了飽和沸騰與過(guò)冷度分別為5 K，10 K，14K的條件下的局部與平均池內(nèi)沸騰曲線(xiàn)。試驗(yàn)表明核態(tài)沸騰可分成兩個(gè)區(qū)域:高壁面過(guò)熱度，熱流密度隨局部?jī)A角 (朝下曲面最低點(diǎn)定義為0°)的增大而減小;低壁面過(guò)熱度，熱流密度隨局部?jī)A角的增大而增大。熱流密度與局部?jī)A角的變化規(guī)律和其他文獻(xiàn)結(jié)果相反。此工作雖然得到了CHF隨傾角的變化規(guī)律，但是試驗(yàn)過(guò)程中的熱流密度范圍較窄 (小于1.0 MW·m-2)。Theofanous等[6-9]在ULPU系統(tǒng)中用一個(gè)二維的半球形銅切片進(jìn)行區(qū)域獨(dú)立加熱來(lái)全尺度模擬下封頭，研究了外壁面自然循環(huán)條件下沸騰換熱的過(guò)程。試驗(yàn)?zāi)康氖菫槲魑莨镜南冗M(jìn)輕水堆堆型設(shè)計(jì)的IVR概念的實(shí)現(xiàn)奠定基礎(chǔ)，試驗(yàn)共測(cè)試了五種不同結(jié)構(gòu)。其中三種結(jié)構(gòu)為模擬AP600，另外兩種模擬AP1000。在模擬AP600的三種結(jié)構(gòu)中，分別討論了以容器中心為基點(diǎn)，熱源范圍在-30°＜θ＜30°與-90°＜θ＜90°兩種情況下的朝下曲面的沸騰換熱，還探討了在外表面增加絕熱板時(shí)的沸騰換熱狀況。結(jié)果表明，在-90°＜θ＜90°范圍內(nèi)，CHF隨傾角呈現(xiàn)巨大的變化，從底部到頂部的變化范圍為0.5～1.5 MW·m-2。該項(xiàng)研究奠定了AP600核電站ERVC技術(shù)的基礎(chǔ)。

法國(guó)Rouge等[10]采用SULTAN試驗(yàn)裝置研究了壓力、間隙、傾角、局部干度和質(zhì)量流量等因素對(duì)CHF的影響。試驗(yàn)采用的測(cè)試部件由4 m×0.15 m×1.5 mm的均勻加熱平板組成，流道間隙從0.03～0.15 m變化。在1 MW·m-2熱流通量下，1.5 mm厚的測(cè)試板所允許的持續(xù)時(shí)間僅為7 s，意味著需要在短時(shí)間內(nèi)完成測(cè)試，這對(duì)測(cè)試儀器的反應(yīng)速度及精度要求較高。該系統(tǒng)的另一個(gè)不便之處在于操作困難，而且極易導(dǎo)致平板的損壞，這就限制了它的應(yīng)用范圍。Rouge等依據(jù)覆蓋壓力、質(zhì)量流量、局部干度、間隙尺寸以及傾角等參數(shù)，擬合了獲得CHF的關(guān)系式。

美國(guó)賓夕法尼亞州立大學(xué)Cheung等[11-12]運(yùn)用縮比的SBLB裝置研究了半球形容器外表面飽和沸騰和過(guò)冷沸騰。試驗(yàn)結(jié)果表明，容器外壁的CHF在空間分布上有較大差異，局部CHF由容器底部中心到容器外壁頂端呈線(xiàn)性增長(zhǎng)趨勢(shì)，在飽和條件下，0°＜θ＜90°的范圍內(nèi)，CHF的變化范圍是 (0.4～1.0)MW·m-2。在高熱流密度情況下，過(guò)冷度對(duì)外表面核態(tài)沸騰換熱的影響不大，而在低熱流密度情況下，其影響不可忽略。在飽和態(tài)沸騰狀況下，底部區(qū)域的CHF是0.4 MW·m-2，而對(duì)于過(guò)冷狀況 (10℃)，底部區(qū)域的CHF是0.59 MW·m-2。

韓國(guó)政府為提高自主核電站APR1400的安全性，投入大量資金研究ERVC技術(shù)。Jeong等[13]利用一維切片模擬APR1400的壓力容器外部冷卻，通過(guò)直接通電加熱變厚度的銅塊實(shí)驗(yàn)件模擬外表面熱流密度分布，通過(guò)水泵控制外側(cè)流道內(nèi)冷卻水的質(zhì)量流量，測(cè)量了在不同質(zhì)量流量下的CHF。CHF隨水的質(zhì)量流量的增大而增大，隨過(guò)冷度的增加而增大。韓國(guó)政府還資助搭建了適用于APR1400的大尺度噴射實(shí)驗(yàn)裝置——HERMES-HALF[14]，用于測(cè)量壓力容器外側(cè)沸騰換熱的自然循環(huán)特性，該實(shí)驗(yàn)系統(tǒng)所得的CHF實(shí)驗(yàn)數(shù)據(jù)并非直接測(cè)量，而是通過(guò)氣泡的流量進(jìn)行反算獲得。GAMMA 1D實(shí)驗(yàn)裝置由韓國(guó)原子能研究院和首爾國(guó)立大學(xué)共同開(kāi)發(fā)，研究了常壓飽和水下電加熱銅表面在窄通道內(nèi)的沸騰換熱現(xiàn)象，研究了窄道大小、傾角、加熱面面積和加熱面扭轉(zhuǎn)角度對(duì)CHF影響[15，16]，研究發(fā)現(xiàn)CHF隨著傾角和窄通道的增大而增大，但CHF增幅隨窄通道尺寸的增加而減小。國(guó)內(nèi)文青龍等[17]采用傾斜平板表面研究了受限空間內(nèi)的沸騰現(xiàn)象，實(shí)驗(yàn)結(jié)論與GAMMA 1D的結(jié)論基本一致。上海交通大學(xué)搭建了全尺度一維切片的REPEC裝置，其以中廣核集團(tuán)的CPR1000為研究對(duì)象，設(shè)計(jì)了自然循環(huán)和強(qiáng)迫循環(huán)兩種方式，實(shí)驗(yàn)研究了熱態(tài)和冷態(tài)下壓力容器外部冷卻性能，分析了實(shí)驗(yàn)段進(jìn)出口面積、下部水箱進(jìn)口閥面積、不同注氣量、不同注氣位置或加熱功率對(duì)壓力容器自然循環(huán)流動(dòng)的影響[18]。

此階段的試驗(yàn)研究重點(diǎn)在于壓力容器外表面沸騰現(xiàn)象的觀(guān)察和CHF隨傾角的變化規(guī)律，建立CHF隨傾角、過(guò)冷度的經(jīng)驗(yàn)關(guān)聯(lián)式。不同試驗(yàn)裝置的測(cè)量結(jié)果存在較大的差異，有些試驗(yàn)的結(jié)論甚至相左。此階段的試驗(yàn)表明對(duì)于反應(yīng)堆功率較低的堆型，下封頭光表面的CHF高于堆芯熔融物的熱流密度，因此，ERVC技術(shù)可以保證壓力容器的完整性，但隨著核電站功率的提高，迫切需要開(kāi)發(fā)更高效的ERVC技術(shù)。

1.3 強(qiáng)化ERVC性能階段

隨著各國(guó)政府開(kāi)發(fā)更高功率的核電站，嚴(yán)重事故時(shí)堆內(nèi)熔融物的衰變熱隨之迅速增加，迫切需要通過(guò)優(yōu)化設(shè)計(jì)提高ERVC的冷卻能力，目前主要的研究方向包括:1)將下封頭光表面設(shè)計(jì)為結(jié)構(gòu)表面;2)采用納米流體增強(qiáng)沸騰換熱性能;3.優(yōu)化設(shè)計(jì)壓力容器外側(cè)的流道結(jié)構(gòu)促進(jìn)兩相流的傳熱和流動(dòng)能力。下面分別闡述。

1.3.1 結(jié)構(gòu)表面

Cheung等[19]在SBLB裝置上測(cè)試了多種燒結(jié)多孔涂層表面的沸騰換熱性能。光滑表面的CHF為 (0.43～1.0)MW·m-2，涂層表面的CHF為 (0.8～2.1)MW·m-2。CHF提高的原因在于多孔涂層的毛細(xì)管效應(yīng)，使得容器底部有連續(xù)的液體補(bǔ)充，從而提高了局部CHF。然而，多孔涂層的可靠性有待進(jìn)一步研究。為避免高溫高輻照條件下燒結(jié)多孔涂層的失效，Sohag等[20]提出了冷噴涂加工多孔涂層的技術(shù)，冷噴涂多孔涂層表面CHF的范圍為 (0.8～1.3)MW·m-2。雖然冷噴涂多孔涂層性能稍遜于燒結(jié)多孔涂層，但冷噴涂可對(duì)在役核電站的壓力容器表面進(jìn)行改造，同時(shí)冷噴涂可以定期的維護(hù)ERVC性能。韓國(guó)學(xué)者Jun等[21]開(kāi)發(fā)了燒結(jié)高溫高熱導(dǎo)率微多孔涂層 (HTCMC)應(yīng)用于朝下銅表面，最佳多孔涂層表面的CHF在傾角90°時(shí)最高可達(dá)2 MW·m-2。日本學(xué)者M(jìn)ori等[22]提出了蜂窩多孔板和沉積納米顆粒用于增強(qiáng)CHF，試驗(yàn)結(jié)果顯示沉積納米顆粒和蜂窩多孔板同時(shí)使用效果最佳，相比于光表面，CHF提高78%左右。國(guó)家核電技術(shù)有限公司侯方心等[23]搭建了TESEC試驗(yàn)臺(tái)用于研究超蒸發(fā)表面的沸騰換熱性能，相比光表面，超蒸發(fā)表面的CHF增強(qiáng)35%～125%。鐘達(dá)文等[24]設(shè)計(jì)的溝槽結(jié)構(gòu)表面，網(wǎng)槽聯(lián)通陣列孔表面和凸起表面的CHF相比于光表面，分別提高65%，100%和200%以上，顯著增強(qiáng)了ERVC的性能。

目前已提出的結(jié)構(gòu)表面都能明顯地提高CHF，但離工程應(yīng)用還需要進(jìn)一步的工作。涂層表面在高溫、高輻照環(huán)境下性能的可靠性、穩(wěn)定性缺乏研究;HTCMC如何應(yīng)用到大尺寸的不銹鋼表面;蜂窩多孔板與壓力容器外表面的安裝連接是技術(shù)難題;超蒸發(fā)表面和機(jī)加工表面是否會(huì)對(duì)壓力容器本體結(jié)構(gòu)強(qiáng)度造成影響，需要進(jìn)一步力學(xué)分析。

1.3.2 納米流體

MIT的Buongiorno等[25]建立了一個(gè)多學(xué)科交叉的納米流體應(yīng)用于核能系統(tǒng)的研究中心，以評(píng)估納米流體對(duì)核能系統(tǒng)安全性與經(jīng)濟(jì)性的影響。研究表明，與水相比，添加0.01%～0.1%體積比的Al，ZnO和Diamond形成的納米流體可提高CHF40%～50%(流量在1500～2500 kg·m-2·s-1范圍內(nèi))，同時(shí)Al-水納米流體的穩(wěn)定性實(shí)驗(yàn)表明，納米粒子可在伽馬輻射下穩(wěn)定懸浮。國(guó)內(nèi)研究[26]也表明納米流體可增強(qiáng)沸騰換熱性能，納米流體增強(qiáng)CHF的機(jī)理在于納米流體會(huì)在換熱表面上形成微米級(jí)多孔結(jié)構(gòu)，從而提高CHF。然而，納米顆粒在流體懸浮的穩(wěn)定性是個(gè)難題，長(zhǎng)時(shí)間放置容易沉積于水池底部，從而影響ERVC的性能。

1.3.3 流道結(jié)構(gòu)

Theofanous等[7]在ULPU-Ⅲ試驗(yàn)過(guò)程中發(fā)現(xiàn)壓力容器外側(cè)的保溫層與壓力容器形成一個(gè)流道結(jié)構(gòu)，其對(duì)自然循環(huán)的沸騰換熱具有促進(jìn)作用。最初在下封頭外側(cè)設(shè)計(jì)了圓錐形保溫板，在外表面傾角30°處，形成最狹窄的流道。實(shí)驗(yàn)發(fā)現(xiàn)此處的兩相流動(dòng)出現(xiàn)類(lèi)似 “射流沖擊”的劇烈波動(dòng)。實(shí)驗(yàn)結(jié)果發(fā)現(xiàn)增加圓錐形保溫層結(jié)構(gòu)對(duì)CHF的提高作用不大，但能滿(mǎn)足AP600核電站的外部冷卻要求。ULPU-Ⅳ和ULPU-Ⅴ實(shí)驗(yàn)針對(duì)AP1000核電站，研究了流線(xiàn)型保溫層結(jié)構(gòu)對(duì)外部冷卻能力的影響[8-9]。試驗(yàn)結(jié)果發(fā)現(xiàn)漸變型流道結(jié)構(gòu)的性能最佳。為了提高APR1400核電站壓力容器外部的冷卻能力，同時(shí)避免出現(xiàn)兩相阻塞現(xiàn)象，Cheung等[19]將流道設(shè)計(jì)成非均勻間隙結(jié)構(gòu)，四處鍵槽和下封頭之間的間隙為76 mm，而周?chē)牧鞯谰兇蟆Ｔ囼?yàn)結(jié)果發(fā)現(xiàn)流道結(jié)構(gòu)提高CHF的效果比多孔涂層表面更顯著，如果同時(shí)采用多孔涂層和流道結(jié)構(gòu)效果更佳。韓國(guó)Noh和Suh[27]設(shè)計(jì)CASA裝置也驗(yàn)證了非均勻流道結(jié)構(gòu)的優(yōu)越性。但流道結(jié)構(gòu)的設(shè)計(jì)仍未完全克服局部區(qū)域兩相流阻塞效應(yīng)。

2 ERVC理論研究進(jìn)展

國(guó)內(nèi)外研究人員對(duì)沸騰過(guò)程中CHF和傾角、過(guò)冷度、尺寸、物性參數(shù)等因素的變化規(guī)律開(kāi)展了大量研究工作，但理論研究相對(duì)缺乏，主要在于沸騰換熱臨界危機(jī)的機(jī)理不明。針對(duì)反應(yīng)堆下封頭外部汽液兩相流動(dòng)結(jié)構(gòu)特點(diǎn)，Cheung和Haddad[28]提出了朝下曲面的微液層模型，該模型認(rèn)為在汽泡與加熱面之間存在一層微液層，液體流過(guò)微液層帶走加熱面上的熱量。當(dāng)進(jìn)入微液層的液體量不足以供應(yīng)加熱面汽化所需要的液體量時(shí)，便發(fā)生CHF。Yang[29]針對(duì)壓力容器外燒結(jié)多孔涂層表面，在微液層理論基礎(chǔ)上引入了多孔涂層的毛細(xì)抽吸效應(yīng)，建立了相應(yīng)的CHF模型。多孔涂層強(qiáng)化CHF可以歸因于四個(gè)方面:增加汽化核心;增加有效換熱面積;增強(qiáng)液相的毛細(xì)抽吸效應(yīng);增加氣體逃逸路徑。光表面和多孔涂層表面的CHF模型都能較好地和試驗(yàn)數(shù)據(jù)相吻合。國(guó)內(nèi)余紅星等[30]對(duì)界面脫離臨界熱流密度 (CHF)分析理論模型和考慮單個(gè)汽泡汽-液界面動(dòng)力學(xué)的CHF分析理論模型分別進(jìn)行改進(jìn)，建立了綜合的CHF預(yù)測(cè)模型以應(yīng)用于壓力容器下封頭CHF分析，其預(yù)測(cè)值及趨勢(shì)與國(guó)外試驗(yàn)結(jié)果基本一致。

3 應(yīng) 用

ERVC技術(shù)最初在芬蘭Loviisa的VVER-440核電廠(chǎng)進(jìn)行應(yīng)用，Theofanous教授開(kāi)展了堆內(nèi)熔融物分層和外部沸騰換熱研究，驗(yàn)證了ERVC可行性后，對(duì)VVER-440核電站進(jìn)行了技術(shù)改造[31]。隨后Theofanous教授和西屋公司合作開(kāi)發(fā)了AP600和AP1000的ERVC方案，AP600采用八塊近似平板結(jié)構(gòu)的流道設(shè)計(jì)，如圖2(a)所示，AP600核電站沒(méi)有建造的情況下，西屋公司很快推出了AP1000設(shè)計(jì)方案。AP1000的IVR策略在AP600的基礎(chǔ)上做了改進(jìn)，如圖2(b)所示，保溫層由平直板改為弧形曲面，同時(shí)弧形保溫層與壓力容器外表面的間隙由小變大。韓國(guó)原子能院等機(jī)構(gòu)和美國(guó)Cheung教授合作開(kāi)發(fā)了針對(duì)韓國(guó)核電站KNGR1300和APR1400的ERVC方案，其流道結(jié)構(gòu)見(jiàn)圖2(c)和 (d)，APR1400在流道中間區(qū)域增加了鍵槽，鍵槽部分減小了流通面積，但沿著鍵槽相同傾角的周向區(qū)域擴(kuò)大了流通面積，減弱了氣泡的阻塞效應(yīng)，提高了CHF。同時(shí)APR1400還在壓力容器外表面增加微孔鋁涂層來(lái)進(jìn)一步增強(qiáng)CHF[19]。國(guó)內(nèi)設(shè)計(jì)的CAP1400由國(guó)家核電技術(shù)公司在AP1000的基礎(chǔ)上消化吸收，再創(chuàng)新設(shè)計(jì)而成，并在AP1000的基礎(chǔ)上進(jìn)行了優(yōu)化。“華龍一號(hào)”不僅具備非能動(dòng)注水實(shí)現(xiàn)壓力容器外部冷卻的功能，而且在回路上增加了水泵，使得它能夠在能動(dòng)和非能動(dòng)條件下注入冷卻水。

圖2 四種不同功率下核反應(yīng)堆的壓力容器和保溫層構(gòu)成的流道Fig.2 Flow channels composed of pressure vessels and insulation layers of nuclear reactors at four different power levels

4 結(jié)束語(yǔ)

壓力容器外部冷卻技術(shù)是繼美國(guó)三哩島核事故之后發(fā)展的非能動(dòng)安全策略，旨在通過(guò)非能動(dòng)方式確保核反應(yīng)堆壓力容器在嚴(yán)重事故下的完整性，從而避免反射性物質(zhì)的泄漏。國(guó)外諸多國(guó)家開(kāi)展了相關(guān)試驗(yàn)研究，國(guó)內(nèi)也設(shè)立了壓水堆嚴(yán)重事故機(jī)理研究重大專(zhuān)項(xiàng)等課題。ERVC的實(shí)現(xiàn)途徑可通過(guò)結(jié)構(gòu)表面、納米流體和流道結(jié)構(gòu)三種途徑提高。為更好地將以上技術(shù)應(yīng)用于工程實(shí)踐，建議針對(duì)壓力容器外部冷卻技術(shù)開(kāi)展以下三個(gè)方向的研究:

1)國(guó)內(nèi)開(kāi)展的機(jī)加工表面需要進(jìn)一步分析壓力容器的力學(xué)性能，以及機(jī)加工表面結(jié)合多孔涂層表面的CHF性能，開(kāi)展3D打印技術(shù)在壓力容器表面構(gòu)建結(jié)構(gòu)表面的CHF性能研究;多孔涂層表面需研究在高溫高輻照條件下涂層的壽命和性能的可靠性，深入分析多孔涂層的種類(lèi)、厚度和顆粒尺寸等因素對(duì)CHF的影響，同時(shí)需研究涂層與壓力容器基體材料的相容性，以及涂層表面的加工方式;

2)納米流體的組分、濃度等因素對(duì)CHF的影響，另外，需開(kāi)展納米流體的穩(wěn)定性和可靠性的研究;

3)針對(duì)不同堆型開(kāi)展流道結(jié)構(gòu)的優(yōu)化設(shè)計(jì)，提高流道內(nèi)汽液兩相流的流速，增強(qiáng)外表面沸騰換熱，減少流道內(nèi)汽相阻塞效應(yīng)。

ERVC技術(shù)對(duì)于壓水堆IVR策略具有重要的意義，需要后續(xù)大量的試驗(yàn)研究和優(yōu)化，獲得CHF的經(jīng)驗(yàn)關(guān)系式，建立能夠預(yù)測(cè)CHF的沸騰換熱模型，揭示朝下表面的沸騰換熱機(jī)理，為ERVC的工程應(yīng)用提供堅(jiān)實(shí)的理論和實(shí)驗(yàn)支撐。