AP1000波动管内空气-水液泛特性试验研究

在室温及常压条件下以空气-水为工质,对AP1000稳压器不同液位下的波动管内液泛过程及液泛特征点进行了试验现象研究、机理分析和数据分析,得到两相逆流液泛动态特性。研究结果表明:波动管竖直管部分是最容易发生液泛现象的位置;波动管内液泛特性符合Kutateladze关系式;当气体流量较小时,液相流量随着稳压器液位的增高而减小;当气体流量较大时,液相流量随着稳压器液位的增高而增大;液体完全滞止点基本与稳压器液位高度无关。     

主泵两相降级对大破口失水事故的影响研究

大破口失水事故过程中,主泵的工作范围覆盖了单相液、气液两相和单相气工况。在两相工况下,主泵的扬程和转矩发生降级。对于AP1000核电厂,WCOBRA/TRAC被用于大破口失水事故分析,其现有的主泵两相降级数据来源于西屋W93A主泵。为正确模拟AP1000主泵在大破口失水事故过程中的热工水力特性,需对其两相降级特性进行研究。本研究分别采用国际上广泛使用的SEMISCALE和EPRI/CE主泵的两相降级数据进行AP1000冷段双端断裂事故的计算分析,并与原有W93A的计算结果进行对比。结果表明,AP1000主泵两相降级特性对反应堆冷却剂系统压力、破口流量和安注箱流量影响不大。相比于SEMISCALE和EPRI/CE,现有的W93A的两相降级数据将导致更低的堆芯冷却流量和更高的包壳峰值温度最大值,计算结果相对偏于保守。     

AP1000中ADS-4第4级自动降压系统夹带试验研究

为研究AP1000反应堆第4级自动降压系统(ADS-4)夹带卸压过程,以AP1000核电厂为原型,按1:5.6模化比例设计建造了ADS-4喷放卸压试验回路(ADETEL)。用高速摄像仪记录试验现象并进行了详细分析。将试验数据和现有试验数据和模型进行对比,并得出以下结论:当热管段内液位较低时,夹带量会随着热管段内液位降低而迅速减小;在热管段内流动情况相同(流动参数相同)情况下,夹带起始在,竖直支管和水平主管管径比较小的工况下更容易发生;在相同的热管段相对液位下,AP1000中ADS-4支管内液体的夹带率较AP600低。     

水平矩形管内气-液逆向流动特性实验研究

为探明管截面尺度及排气水深对水平矩形管内气-液逆流特性的影响，以空气和水为两相介质，对管长2 m、管截面尺寸106?mm×60 mm的矩形管分别在横置、竖置条件下和1 、3 m水深下进行了可视化流动实验。结果表明:管截面高度尺度对气-液逆流特性具有显著影响，在相同的管道流通面积下采用较高的流道高度会大幅强化水平管内液相倒流，从而有利于冷凝水由热段顺利回流至堆芯进行冷却；采用管截面高度作为气相及液相Wallis参数中的特征尺寸，可使不同管截面尺寸矩形管的无量纲逆流特性获得统一表征；在水深1~3 m范围，水深变化对水平矩形管内气-液逆流特性的影响并不明显。提出了预测水平矩形管内气-液逆向流动特性的无量纲实验关联式。      

单直管振动式流体密度计性能实验研究

通过单相水实验及改变气-液两相流含气量模拟不同流体密度的实验,研究振动、流量、压力对单直管振动式流体密度计测量性能的影响。结果表明,振动管横向平行振动模式较绕中心点的转动模式更适合用于密度测量;流量的变化对密度测量几乎没有影响,而系统振动、管内压力对流体密度测量的影响不可忽略。文中还给出了修正压力变化对测量结果影响修正关系式。     

AP1000安注箱出口管线流阻试验的程序可行性分析

采用迭代法计算先进非能动压水堆AP1000安注箱(ACC)出口管线流阻试验期间,随着出口电动阀的逐渐打开,安注箱液位、安注流量的变化。评估选用的试验初始工况能否保证管线上的止回阀充分打开、阀门全开后是否有足够长的有效数据测量时间等。结果表明,选用的工况能够保证测得的数据有效,可用于计算实际流阻。     

水平管内气-液两相泡状流的混沌特征

运用相空间重构法,对实验测得的局部空隙率信号时间序列进行处理,计算出水平管内气-液两相泡状流系统的局部空隙率信号的Kolmogorov熵和关联维数.计算结果表明,气-液两相泡状流系统具有非线性混沌现象;系统普遍存在2～3个分维;随着折算液速的增加,系统的混沌程度下降;Kolmogorov熵和关联维数沿径向的分布呈波动特征;在r/R＝0.6～0.85区域,系统的混沌程度较高.     

垂直管内气液两相逆流极限管径效应实验

在压水堆安全性分析中,需准确预测气液逆流极限（CCFL）工况下两相流动关系。本文采用水下淹没排气的实验方法,对相同管长不同管径垂直管的CCFL特性进行可视化实验,并对垂直管CCFL关联式模型进行分析,主要结论有:①在CCFL工况下垂直管内流型为环状流动;表观气速较大时,大管径管内液膜呈搅拌状,小管径管内液膜呈波动状;随表观气速减小,均转为液面光滑的自由降膜流动;②Wallis数模型过度关联了管径变化对垂直管CCFL特性的影响;Kutateladze数和Froude-Ohnesorge数模型也不能良好关联垂直管CCFL特性的管径效应;③提出了新的CCFL无量纲参数和相应的实验关联式,由此可使垂直管CCFL特性的管径效应得以统一表征,还可以关联物性参数变化的影响。      

AP1000 ADS-4空气-水夹带试验研究

为研究核电厂中ADS-4卸压夹带过程,以AP1000核电厂为原型设计建造了ADS-4喷放卸压试验回路ADETEL。用高速摄像仪拍摄夹带起始和夹带率的试验过程,将试验数据与现有试验数据和模型进行对比。结果表明:ADETEL试验数据和其他试验数据及理论模型之间存在较大差异;RELAP5和ATLATS的夹带率模型不能准确估算AP1000核电厂中的ADS-4夹带量;当热管段内液位较低时,夹带量会随热管段内液位降低而迅速减小;夹带起始在小支管-主管直径比(d/D)工况下更容易发生;在相同的热管段相对液位下,AP1000中ADS-4支管内液体的夹带率较AP600的低。     

AP1000稳压器波动管竖直管段空气-水CCFL实验研究

使用竖直管代替波动管模型开展稳压器波动管竖直管段内空气-水两相逆流限制（CCFL）特性可视化实验研究。实验现象表明:竖直管与上容器接口处的局部CCFL决定了进入竖直管内的液相流量；竖直管内的局部CCFL决定了从竖直管流出的液相流量；两处局部CCFL均随空气流量的增大而增强。在较低气量情况，进入竖直管内的液相能够完全或大部分流出，竖直管内的局部CCFL较弱，上容器和竖直管接口处的局部CCFL在整体CCFL中占主导地位，整体CCFL程度随着上容器液位升高而略有增强。在高气量情况，从上容器进入竖直管的液相大部分或者完全被限制而不能向下流出，竖直管内的局部CCFL强烈，在整体CCFL中占主导地位，整体CCFL特性不受上容器液位变化的影响。通过实验数据拟合得到了新的稳压器竖直管CCFL模型。稳压器波动管CCFL数据和稳压器竖直管CCFL数据基本重合，表明波动管CCFL主要由CCFL-U决定。      

垂直上升管内对流沸腾瞬态数值模拟及其两相流不稳定性预测

核电站蒸汽发生器二次侧为两相对流沸腾换热过程,在设计过程中须保证其不发生两相流不稳定性。本工作采用时域法对垂直上升管内两相流不稳定性进行研究,建立了垂直上升直管内流动沸腾过程的一维模型,并编制计算程序。采用该程序模拟了流动沸腾过程气液两相流密度波的不稳定性,给出两相流波动过程瞬态参数分布,由此分析了密度波不稳定发生的机理,并分析了质量流速、系统压力、入口过冷度对不稳定的影响。结果表明,与已有实验及理论结果相比,瞬态参数计算结果与实验结果符合较好,可较好找到不同工况下直管内气液两相流发生不稳定的边界,结果优于Khabenski线算图方法。     

低压低功率条件下两相自然循环特性试验研究

相比于陆基核电厂,船用核动力装置的非能动安全系统运行压力较低,运行功率变化频繁,在两相自然循环条件下,非能动安全系统内的流动更加复杂多变。为了研究两相自然循环在低压、低功率条件下的循环特性,基于比例分析方法搭建了两相自然循环的原理试验台架,研究了低压条件下功率和初始液位高度对自然循环特性的影响。结果表明,在低压条件下,系统稳定运行后的压力、流量等均受初始液位高度和功率的影响。当功率为50 kW时,初始液位越高,系统稳定后的压力越大,但是流量相差较小;初始液位一定时,功率在40%满功率~100%满功率内,随着功率的增大,系统稳定后的压力也逐渐增大。这为试验台架后续两相自然循环的研究提供了方向,也为船用核动力装置非能动安全系统研究提供了参考。      

水平管泡状流局部统计特性的实验研究

利用双头电导探针技术测量了水平管内空气－水两相流的局部统计特性。分析了两相流局部统计参数如局部空隙率、气泡频率、气泡速度、气泡尺寸、界面浓度等参数随气液两相流量的规律变化。研究发现水平管内相分布与垂直管内相比呈现出更为复杂的形态,水平管内局部空隙率、界面浓度在同一直径方向的分布呈现类似分布,在管内除沿水平管径,即９０°线外,沿其它直径的分布都是非对称的。界面浓度在管内最高可达６００ ｍ － １,反映靠近管子上壁的热质交换最强烈。     

AP1000上腔室夹带试验研究

为还原AP1000中上腔室夹带过程,以AP1000为原型按1∶5.6的模化比例建立了试验回路,研究不同蒸汽流量和压力容器液位下上腔室夹带的夹带率。结果表明：蒸汽流量对夹带率的影响很小,夹带率随压力容器液位的升高而增大;在较低液位,夹带率保持稳定,加入堆内构件后,上腔室夹带明显增强。     

摇摆状态下水平管内气-水两相流流型的判定方法

对摇摆状态下水平管内气-水两相流流型进行了实验研究.实验发现,摇摆状态下两相流的压差波动有明显的周期性.本文根据各流型压差波动的差异判断摇摆状态下水平管内气-水两相流的流型.结果表明:通过与可视化观察和高速摄影观察的流型相比,利用压差特性曲线可以很好地判断摇摆状态下气-水两相流的流动型式.     

CAP1400反应堆压力容器下降段内气-液逆向流试验研究

为研究真实工况下CAP1400反应堆压力容器下降段气-液逆向流现象,以CAP1400为原型,搭建压力容器下降段高度和直径比为1:1、60°切片的试验台架。试验工质为空气和水,试验研究了不同安注（DVI）供水量、不同气量的气-液两相流动和应急堆芯冷却剂（ECC）旁通现象。试验结果表明,DVI供水量相同时,随着供气量的增加,气-液逆向流现象明显,当质量流速达到4 kg/s及以上时,安注水不能全部进入堆芯;Kutateladze经验关系式和UPTF经验关系式都与试验结果存在较大偏差,不适用于CAP1400压力容器下降段试验;基于试验数据,拟合了新的经验关系式,且通过比较有无DVI挡块的试验数据,验证了DVI挡块可以降低ECC旁通水量,增强安注能力。      

水平管内气-液两相泡状流壁面切应力预测模型

水平管泡状流时气泡主要集中在管道的上部,在管下部只有少量的气泡.由于气泡的非均匀分布,壁面切应力沿周向变化.本文以水平管内气-液两相泡状流壁面切应力均相预测模型为基函数,在实验测量结果的基础上,建立了考虑气泡非均匀分布的水平管内气-液两相泡状流壁面切应力预测模型,预测模型能够反映不同工况下的壁面切应力沿周向的变化趋势,与实验测量结果比较,误差范围小于10%.     

振动工况下环管内气液两相流参数分布实验研究

为模拟地震对反应堆堆芯内两相流动的影响,将振动产生装置与实验段结合,并利用电导探针技术实验研究了振动工况下环管内气液两相流局部参数的分布特性。振动装置所采用的偏心轮的偏心距为15.875mm,并可通过调节电机转速获得不同的振动周期。环管实验段内径和外径分别为19.1mm和38.1mm,总长度为2.32m。实验以空气和水为工质,流动工况覆盖了泡状流、弹状流及搅混流等流型。实验结果表明,振动对管内气液两相流局部参数如含气率和界面浓度等分布具有重要影响。随振动周期的减小,管内两相流参数分布发生明显变化。另外振动对低含气率的泡状流影响较大,随含气率的增加,流型逐渐向搅混流过度,振动对两相流参数的影响逐渐减小。     

垂直管内汽水两相下降流动和上升流动时的沸腾传热特性

对垂直管内汽水两相下降流动和上升流动时的沸腾传热特性进行了理论和试验研究.推导得到了两种流动情况下的汽泡脱离半径,分析讨论了液膜厚度及流速,从而对试验结果作出了理论解释.研究结果表明,在临界压力以下,上升流的传热恶化比下降流严重;在超临界压力下,上升流传热特性好于下降流.     

低质量流速垂直并联内螺纹管密度波型不稳定性试验

在高压汽-水两相流实验台上进行了低质量流速垂直并联内螺纹管密度波型不稳定性的试验研究,观察到了垂直并联内螺纹管气-液两相流密度波型不稳定性的一些主要特征。在试验参数范围内就热负荷、系统压力、质量流速、进口过冷度和不对称加热对密度波型不稳定性的影响进行了研究和分析。同时根据试验结果,采用均相流模型得到了密度波型不稳定发生的界限关系式。