High pressure flow boiling in water based nuclear reactors PhD

该项目旨在增进对高压流动沸腾（尤其是临界热流密度（CHF）现象）的理解，这对于安全设计和运行水基核反应堆至关重要。目前的模型由于实验数据有限以及在验证高压沸腾行为方面存在空白，不得不依赖过于保守的安全裕度。为解决这一问题，项目将建设一个先进的实验设施，利用先进的光学诊断技术，在接近真实工业条件的情况下，精确测量汽泡成核和传热过程的详细信息。研究人员将升级现有的沸腾实验装置，以支持高压、高热流密度条件下的实验，设计并测试更贴近实际反应堆部件的新型加热表面，并开发先进的数据分析方法，以提取关键的局部沸腾动态特征。通过研究不同的实验配置，项目将在测量精度与实际相关性之间取得平衡。研究工作将重点识别并量化不同沸腾工况下的主要传热机制，特别是导致CHF出现的机制。成功的候选人将在一个与工业界密切合作的研究团队中发挥关键作用，助力开发更准确、可靠的模型，从而实现更安全、高效的反应堆运行。