水和液态铅-铋的自然循环流动相似性研究

自然循环铅-铋冷却反应堆是反应堆发展的重要方向,掌握铅-铋自然循环流动特性是发展自然循环铅-铋冷却反应堆的关键,实验模化相似性研究是其中进行的最广泛的方法之一。本文以相似理论为基础,采用理论推导研究和数值模拟相结合的方式探究用水来模拟铅-铋流动特性的可能性。最终结果显示在稳态工况和瞬态工况下,用水模拟铅-铋的流动特性都是可以实现的。     

面向冷却剂温度控制的铅基冷却反应堆热工水力系统传递函数建模方法

反应堆瞬态计算程序RELAP5-HD的仿真模型主要采用偏微分方程进行描述,可用于冷却剂温度系统的仿真验证。然而,利用控制理论无法直接对偏微分方程组建立的系统进行稳定性、稳态特性、动态特性分析,从而对冷却剂温度系统的控制器设计缺乏了一种有效的优化手段。为解决上述问题,采用热工水力学第一性原理与空间离散化方法,建立了一套用于分析冷却剂温度系统特性的铅基冷却反应堆热工水力传递函数模型。该模型与RELAP5-HD模型的对比计算结果表明,当控制变量发生阶跃时,传递函数模型与RELAP5-HD模型的输出特性能较好地吻合,准确反映了系统的动力学特性,能够利用控制理论对铅基冷却反应堆冷却剂温度系统的特性进行分析研究。     

自然循环特性曲线在降高度比例模化中的失真评价

基于多级双向比例分析（H2TS）比例模化方法，设计建造了原型、1/2高度比与1/4高度比的模型实验装置，开展了不同加热功率下的自然循环实验，对自然循环特性曲线在降高度比例模化中的失真进行了分析，实验结果表明：自然循环流量、雷诺数、格拉晓夫数、修正格拉晓夫数等表征自然循环主要特征的参数在降高度比例模化后，能够保持自然循环流量-加热功率、雷诺数-格拉晓夫数及雷诺数-修正格拉晓夫数等特征关系曲线不严重失真，原型与模型间的拟合曲线能够形成一对一映射。自然循环特性曲线在降高度比例模化过程中能够较准确复现原型规律，自然循环降高度比例模化实验数据在模拟原型中自然循环特性曲线时的可靠性得到有效验证。     

强迫循环向自然循环过渡的比例分析研究

整体性热工水力学试验是验证压水堆核电站安全性的核心技术,针对反应堆主回路循环特性的比例分析是指导整体性试验台架设计的理论依据。基于两相漂移流模型建立反应堆主回路强迫循环和自然循环的控制方程组。应用初始条件对方程无量纲化,得出整体性试验台架模拟原型电站主回路强迫循环向自然循环过渡的相似准则,提出能够模拟原型电站主泵惰转并满足循环过渡相似性要求的试验方法。     

铅基研究堆燃料组件阻力特性模拟实验与分析

燃料组件是反应堆的核心部件,冷却剂在堆芯组件内部流动的流动阻力特性是反应堆热工水力特征的重要参数之一。本文以中国铅基研究堆(CLEAR-I)燃料组件为实验模型,利用水作为工作介质,基于雷诺数Re相似准则,间接研究燃料组件在铅基合金冷却剂中的阻力特性,通过测量常温水在不同流速下流经燃料棒束产生的压降值,获得Re在4000~43500范围内摩擦因子随Re变化的关系式,并将阻力模型Rehme关系式和Novendstern关系式的理论分析与实验数值进行了对比研究,结果表明,两个阻力计算模型与实验最大相对误差分别为18.9%和35.6%。     

反应堆压力容器下降段水-蒸汽CCFL实验与模型研究

为探究反应堆压力容器下降段在喷放末期冷段安注过程中的水-蒸汽逆流特性,建立下降段逆向流动限制(CCFL)模型,开展了基于压力容器模化本体的下降段CCFL实验研究以及建模分析。通过实验研究获得了不同入口安注水流量、安注水过冷度、堆芯蒸汽流量等条件下的下降段环腔内的安注特性数据,并基于实验数据进行了CCFL建模分析。结果表明,开始发生CCFL的蒸汽无量纲流速与入口安注水无量纲流速呈现正相关,基于无量纲流速建立的模型斜率与入口安注水无量纲流速呈现高度指数关联。本文建立了适用于从不发生CCFL至不完全CCFL,再到完全CCFL的下降段水-蒸汽气液逆流全过程预测模型。     

高温、高流速氢气在圆管内流动换热特性研究

为探究工质在核热推进反应堆冷却剂通道内的热工水力行为，基于数值计算方法，开展了圆管内高温、高流速氢气流动换热特性研究。通过与实验数据对比发现，采用压力基耦合算法、SST k-ω湍流模型以及物性模型进行高温、高流速氢气流动换热特性数值模拟是合理可行的，计算值与实验值符合较好，计算模型选择正确。在分析基础工况流场与温度场的基础上，还研究了热工参数对氢气管内流动换热特性的影响，结果表明，随质量流量的增大换热效果增强，随热流密度的增大换热效果变差。研究方法与结果可为高温、高热流密度环境下气体工质流动换热特性研究、核热推进反应堆的热工设计与仿真模拟提供参考。     

熔融液柱与冷却剂作用中液柱碎化预测

液柱碎化是熔融物和冷却剂相互作用(FCI)粗混合阶段的关键物理现象，在安全分析时需建立液柱碎化模型。本文将实验验证和理论分析相结合，开展了高温熔融液柱与冷却剂相互作用实验；建立了不同沸腾条件下的液柱表面膜态沸腾模型和液柱表面不稳定波生长模型；再考虑不稳定波断裂和熔融物的脱离，构建起完整的熔融液柱水力学碎化模型。用该水力学碎化模型对不同沸腾条件下的熔融液柱碎化行为进行了预测。预测结果表明，实验得到的碎片中位直径和碎裂长度与模型预测结果符合较好，且能进一步应用于典型反应堆原型材料FCI实验的液柱碎化预测。     

液体燃料熔盐堆三维稳态分析程序开发

液体燃料熔盐堆的物理热工特性与固体燃料反应堆有很大的不同,在分析计算中必须考虑燃料流动特性的影响,一般分析固体反应堆的程序均不能直接用于分析液体燃料熔盐堆。根据熔盐堆的流动特性,建立了液体燃料熔盐堆的三维中子动力学模型和流动传热模型,开发了针对液体燃料熔盐堆的三维稳态核热耦合程序,并以此分析了稳态情况下MOSART堆的物理热工特性。结果表明,堆芯流速对快中子和热中子影响较小,对堆芯温度和缓发中子分布影响较大。     

熔盐反应堆辐射效应分析

由于熔盐反应堆燃料熔盐的流动特性,堆芯内部物理过程呈现出强烈的耦合特性。基于有限元方法和离散坐标方法的耦合模拟,对熔盐反应堆内部的反应堆物理-热工水力-辐射传热过程进行了全耦合研究,着重分析了辐射效应对反应堆内部温度及流场的影响。数值模拟结果表明,虽然堆芯内部的辐射效应对于流动过程影响不大,但对反应堆内部的整体温度有明显的影响,尤其对堆芯出口位置影响明显。因此,在熔盐反应堆的设计及安全分析中,堆芯内部的辐射效应不能忽略。     

ACP100反应堆整体水力模拟试验研究

模块式先进小型压水堆（ACP100）是一种新型一体化小型反应堆，直流蒸汽发生器和主泵均直接集成在压力容器上，紧凑的结构导致其内部流场复杂。本研究应用1:3缩比模型模拟ACP100反应堆内部流场，开展反应堆整体水力模拟冷态试验。试验得到反应堆模型的总压降和分段压降，获得了反应堆模型总阻力系数以及主要流道分段阻力系数；并得到堆芯入口各燃料组件的流量分配因子。模型试验结果显示，主流道内的流动已进入第二自模区，流体的流型、流速分布以及阻力系数与原型反应堆相同；流动进入自模区后，反应堆模型的阻力系数为常数，阻力系数值为8.02，可直接用于原型反应堆压降计算；额定运行工况下，堆芯入口的流量分配因子值在0.91～1.08，满足设计需求；流量分配罩具有良好的整流作用，模拟失流事故工况下的流量分配仍较均匀。     

先进安注箱试验研究

先进安注箱与传统安注箱相比,可在安注的不同时期根据堆芯冷却需要自动转换安注流量,提高冷却液利用效率,同时可简化安注系统,节约建造成本。为获得所设计的先进安注箱水力学特性,在基于模化相似理论设计的先进安注箱试验回路上开展水力学试验研究,最终获得了箱体安注过程中安注流量、压力、液位、介质温度和水力学部件流阻系数等参数的变化规律。结果表明,本研究所针对的先进安注箱试验本体可实现安注流量的自动转换功能,且大小流量比在3.5∶1左右,安注总时间可达250s,与同类设备的安注性能指标相比具有一定的先进性。本试验结果不仅验证了先进安注箱结构设计的合理性,还可为反应堆安全分析提供输入性数据。     

管道流动阻力实验模拟技术研究

针对热工水力学试验研究过程中经常遇到管道的形阻模拟摩阻问题，选择了恰当的形阻单元进行计算分析，获得了形阻单元的特性和局部参数对其特性的影响；利用κ-ε模型中的漩涡耗散ε项给于解释；给出了形阻单元串联模拟直管摩阻的方式，可趋近模拟直管摩阻特性，而使其长度缩短。为热工水力学试验研究过程中的实验模拟和数值模拟提供了有效的技术支持。     

基于PHYCA软件的“华龙一号”反应堆水力学分析

针对核电厂反应堆水力学分析的需求，中国核动力研究设计院自主研发了PHYCA软件。为了进一步评价软件的工程适用性，以自主化三代核电“华龙一号”为对象，开展了基于PHYCA软件的反应堆水力学分析，给出了压力容器内主要部件的压降、压力容器内各类旁流量和堆内构件水力载荷，其值与工程设计结果相近，表明PHYCA软件可用于类似核电厂的反应堆水力学分析。      

启动低温堆过程中流动特性实验研究

研究了由清华大学核能技术设计研究院研制的自然循环5MW低温堆加热启动过程中的流动特性。实验研究在模拟5MW核供热反应堆的热工水力学实验回路HRTL-5上进行。描述了不同类型的两相流稳定性,即geysering,闪蒸不稳定性及低干度密度波不稳定性对加热启动过程的影响。阐述了闪蒸不稳定性的机理。在此研究基础上,提出低温堆从     

潜艇反应堆在摇摆运动中的自然循环和堆芯传热特性

在一个有摇摆运动的模型反应堆中进行了一系列的单相自然循环试验，以研究摇摆运动对其热工水力特性的影响。在每段管道中，流体由于摇摆运动的惯性力，流动速度随着摆动角度周期性地变化。当摇摆周期变短时环路流速振荡的幅度变大，摆动角度和环路流动速度振荡之间的相位差变大。另一方面，尽管堆芯的流速值随着摇摆周期变化，但是流速并不振荡。堆芯流速变化与摇摆运动的雷诺数和瑞利数密切相关，它是由热驱动头的变化和整个环路的压力损失的变化引起的。为了模拟堆芯流速随着摇摆速度的变化，建立了一个简单的一维分析模型，其正确性已被验证。由于摇摆运动产生局部流动，因此增强了堆芯中的传热。堆芯中的传热系数按摇摆运动的Richardson数的大小被分为三个区间。     

NHR-200燃料组件进口阻力特性实验研究

在２００ＭＷ核供热堆水力学实验回路上完成了ＮＨＲ－２００燃料组件进口阻力特性实验研究。采用１：１的实验本体,模拟条件下为几何形状,雷诺数相同。     

支承板支撑多跨管束流致振动试验研究

本文针对支承板支撑4跨传热管直管束开展流致振动基础试验。试验件由49根旋转正三角形布置的模拟传热管组成,传热管两端固定,中间3处采用支承板支撑。试验测量获得了单向横流冲刷和双向横流冲刷下不同进口流速传热管束的振动特性,获得振幅、频率、临界雷诺数等关键信息。结果表明,双向横流冲刷下的传热管较单向横流冲刷下的在更低雷诺数下发生失稳,两种流动方式下传热管发生失稳时加速度峰值频率均为104Hz,该值与单跨两端固支模型的理论计算固有频率非常接近。研究结果可为传热管束流致振动数值模拟分析提供验证。     

核电厂一回路系统模拟实验设计与分析

研究核电站特定运行工况下,一回路系统传热流动的规律。应用Ishii模化方法模拟压水堆核电厂的一回路系统,设计出主泵与关联系统耦合实验回路的主要热工参数。同时,应用机理性程序对设计的实验回路进行分析。结果表明,基于Ishii模化方法设计的实验回路主要参数合理可行;模型可以研究反应堆原型事故运行瞬态工况下,一回路各系统间传热流动相互影响规律。     

秦山核电二期工程反应堆水力模拟实验研究

该实验研究采取了理论计算、单向实验和反应堆整体水力实验相结合的技术路线.反应堆整体实验模型的比例为14.模拟燃料组件按开式栅格模拟原理设计为2×2棒束组件,其轴向和横向流动特性分别与原型相同,每个组件的入口段装有测量流量用的特制涡轮流量计和测量浓度用的微型电导电极.实验回路由额定流量为2×1170m3/h的两对称环路组成.实验得到的堆芯流量分配、反应堆各部分阻力系数、各部位旁漏流量和堆芯入口腔的交混因子等结果数据,验证并优化了反应堆的结构设计,为反应堆热工水力设计和安全分析提供了必需的和可靠的输入参数.