γ射线法测量高压管束间气液两相流的截面含气率分布

在立式蒸汽发生器垂直管束间的气液两相流中，截面含气率是其中一个重要参数。使用γ射线法对高温高压下垂直管束间气液两相流截面含气率的分布规律进行了实验研究。实验压力分别为5、7、9 MPa，质量流速为300 kg/(m²?s)，热力学干度的范围为0.003 ~ 0.4。实验得到了垂直管束间截面含气率随热力学干度、体积含气率和压力的变化关系；并与经典公式的计算结果对比发现，在低干度区域，实验结果与Miropolskii模型、Smith模型和Armand模型偏差较大，均大于30%，在高干度区域偏差较小；基于Armand理论，通过多元线性回归法拟合出本文工况下平均截面含气率的计算关联式，与日本核动力工程公司(NUPEC)的实验数据偏差小于15%。本研究对蒸汽发生器的结构设计和流动特性研究具有重要意义。     

弹状流液弹区含气率分布的试验研究

采用光纤探针法和高速摄影法对垂直上升气液两相弹状流的液弹区含气率分布进行了试验研究,测试管径为15 mm。一种基于机器学习的图像处理技术用来识别气液两相界面,通过搭建气泡边界提取的神经网路系统,使用构建的气泡边界数据库对模型进行多次迭代训练,该方法可以有效地识别多种复杂类型的气泡边界。试验得到了弹状流液弹区的径向含气率分布曲线,结果表明,壁峰分布是液弹区含气率分布的主要形式,其中泰勒气泡的尾迹效应对分布形式有重要影响,尾迹的旋涡中心和含气率分布的峰值相对应。针对弹状流液弹区径向含气率分布的两个主要特征——中心局部含气率和壁峰位置,分别提出了相应的预测公式,且与本文的试验数据吻合良好。     

γ射线法测量高压管束间气液两相流的截面含气率分布

在立式蒸汽发生器垂直管束间的气液两相流中,截面含气率是其中一个重要参数。使用γ射线法对高温高压下垂直管束间气液两相流截面含气率的分布规律进行了实验研究。实验压力分别为5、7、9 MPa,质量流速为300 kg/(m~2·s),热力学干度的范围为0.003～0.4。实验得到了垂直管束间截面含气率随热力学干度、体积含气率和压力的变化关系;并与经典公式的计算结果对比发现,在低干度区域,实验结果与Miropolskii模型、Smith模型和Armand模型偏差较大,均大于30%,在高干度区域偏差较小;基于Armand理论,通过多元线性回归法拟合出本文工况下平均截面含气率的计算关联式,与日本核动力工程公司(NUPEC)的实验数据偏差小于15%。本研究对蒸汽发生器的结构设计和流动特性研究具有重要意义。     

钛合金螺旋扭曲管内强化传热实验分析

以去离子水为工质,研究了钛合金螺旋扭曲管内的强化传热与流阻性能,并与钛合金圆管比较;根据实验数据拟合螺旋扭曲管内努塞尔特数和阻力系数的实验关联式,并与经典对流传热关联式比较.结果表明,Dittus-Boelter方程、Sieder-Tate方程、Михеев方程和Gnielinski方程适用于模拟螺旋扭曲管内对流换热特性.     

单棒垂直方形通道临界热流密度实验研究

采用R134a作为流体工质,对单棒垂直方形通道临界热流密度（CHF）进行了实验研究。流道横截面为19 mm×19 mm的方形通道,内置外径为9.5 mm的单根加热棒,用来模拟压水堆中典型栅元通道。实验工况通过流体模化方法覆盖了压水堆典型运行工况。实验结果表明,R134a在方形通道内的CHF参数趋势与圆管中水的CHF参数趋势相同,R134a可以替代水作为模化工质;通过对圆管Bowring关系式和Katto & Ohno关系式进行冷壁因子修正,可用于预测带有冷壁的方形通道的CHF;Katto的流体模化方法适用于带有冷壁的方形通道。      

氟利昂CHF数据对压水堆工况下LUT-2006过冷CHF预测能力的评估

以R-134a为模化工质,在内径为8 mm的圆管中进行了临界热流密度（CHF）实验研究。讨论了R-134a的CHF参数变化趋势,评价了Katto的流体模化方法。结果表明,CHF仅受局部参数影响,长径比的影响可以忽略。R-134a的CHF参数趋势与典型水的CHF参数趋势相似。Katto的模化方法在低临界含气率甚至是负临界含气率下都有很高的精度。将R-134a的CHF实验数据通过模化方法转换成等效水数据,并与CHF查询表（LUT）-2006进行了比较。评价结果表明,即使在几乎没有过冷CHF数据的压水堆工况,LUT-2006仍具有很高的预测精度。      

环形燃料棒束再淹没行为实验研究

环形燃料是一种可在维持或提升安全裕度的前提下大幅提高反应堆经济效益的新型压水堆燃料,由于其双面冷却的特点,环形燃料在LOCA再淹没阶段的热工水力行为与传统实心燃料存在显著差异。现有关于环形燃料再淹没行为的实验研究鲜有报道。本研究基于自主设计的高温环形电加热棒建立了环形棒束再淹没实验装置,开展了3×3环形棒束底部再淹没实验研究,探究了环形棒束再淹没典型物理过程及不同工况下再淹没关键参数的变化规律。结果表明,环形棒束再淹没物理过程与传统实心棒束类似,且内外通道的骤冷前沿推进和传热模式变化趋于同步。在同一时刻下,环形棒内外壁面间存在温度梯度。骤冷前沿推进速度随再淹没速度和过冷度的增大而增大,随峰值包壳温度和线功率密度的增大而减小。此外,定位格架在低流速、低过冷度与高壁温工况下能显著提升下游的骤冷前沿推进速度。     

环形通道内棒偏心和弯曲工况临界热流密度机理研究

本文分别从两种不同类型的临界热流密度（CHF）的触发机理出发,分析了内棒偏心和弯曲对CHF的影响。以氟利昂（R-134a）作为流动工质,在竖直向上流动的环形通道内开展了仅内棒加热的CHF实验研究。实验段包含3种形式：同心、偏心和弯曲。偏心实验结果表明：在高过冷工况下,内棒偏心将对CHF造成惩罚,且偏心率为0783的实验段对CHF惩罚更严重;在低过冷工况下,偏心效应减弱。高压高质量流速工况,空泡漂移效应会导致偏心率为0783的CHF大于偏心率为0435的CHF。弯曲实验结果表明：小闭合度的弯曲对CHF几乎没有影响。大闭合度的弯曲对于低质量流速的Dryout型CHF,弯曲棒会破坏液膜的稳定性;对于低质量流速的DNB型CHF,空泡漂移效应远小于偏心通道,弯曲的CHF小于相同最小间隙下偏心的CHF。     

横纹槽管内插扭带复合强化传热的试验研究*

不同强化传热方式的复合会产生不同的传热效果,通过试验将不同扭率的扭带与同一规格横纹槽管复合强化传热的效果进行对比。试验以高黏度的导热油为工质,在500<Re<7 000、50<Pr<180的参数范围内,研究复合强化管的Nu数和阻力系数f随着Re数的变化情况,通过多元线性回归得到Nu数和f的关联式,并以强化传热性能评价指标(Performance evaluation criteria,PEC)值为标准评价其综合换热性能。结果表明：相同扭率下,复合强化管的阻力系数是光管内插扭带阻力系数的2~5倍,Nu数是光管内插连续扭带的1~4倍。随着Re数的增加,扭率Y对复合强化管的Nu数值影响越来越小。层流工况下,复合强化管的综合换热性能指标PEC值随Re数的增加而增加,且与扭率Y成负相关;过渡流工况下,复合强化管的PEC值都随Re数的增加而减小,扭率Y为5.21时的复合强化管综合换热效果最好。     

5×5均匀加热棒束底部再淹没实验研究及热工安全分析程序评价

核反应堆安全分析中的冷却剂丧失事故（Loss of Coolant Accident,LOCA）是反应堆安全的重要研究对象之一，LOCA事故中的再淹没阶段棒束通道内的热工水力行为是其中一个十分关键的问题。利用西安交通大学核安全与运行研究室的膜态沸腾实验平台，本文开展了对5×5均匀加热棒束开展了底部再淹没实验研究。通过求解一维瞬态逆导热问题获得再淹没过程中加热棒束的表面参数，探究了不同实验条件对骤冷前沿推进速度的影响，使用热工安全分析程序RELAP5对实验结果进行对比计算，总结了其在模拟再淹没过程中存在的问题。结果表明：1）再淹没过程中高进口流量、高入口过冷度和低功率密度更有利于骤冷前沿的推进；2)RELAP5模拟的骤冷时间总均方根误差40.994 s；包壳峰值温度（Peak Cladding Temperature,PCT）总均方根误差61.465 K。模拟值在后临界热流密度（Critical Heat Flux,CHF）换热阶段与实验值相比误差较大，问题主要集中在沸腾模式判断和膜态沸腾换热模型上。本文中的实验数据可为再淹没过程的流动传热预测模型提供新的验证数据，也可用于评价和优化热工...