环形通道内液态铅铋合金流动换热特性实验研究

通过对环形通道内液态铅铋合金的流动换热特性进行实验研究，得到了气泡泵注气对液态金属流动的影响，并拟合出环形通道内液态铅铋合金的摩擦系数关系式和换热特性关系式。结果表明：采用气泡泵注气能有效提升铅铋合金的质量流速；相同Reynolds数下环形通道内液态铅铋合金的摩擦系数大于由布拉休斯公式计算得到的摩擦系数；液态铅铋合金对流换热过程中，导热项占主导地位，并且Nusselt数随Peclet数的增大而增大。     

基于OpenFOAM的过冷流动沸腾数值模拟

过冷流动沸腾现象被广泛应用于工业生产和动力系统中，对该现象的准确预测是两相流CFD模拟的重要研究方向。本文详细阐述了该模拟过程中的欧拉两流体模型及相关辅助模型，基于开源CFD平台OpenFOAM，模拟了4.5 MPa下竖直圆管内的过冷流动沸腾，得到了截面空泡份额、液相平均温度及壁面温度沿轴向的分布。计算结果与实验值符合良好，说明了模型的有效性和程序的正确性。本文可为在OpenFOAM中添加新的模型及开发新的求解器以模拟过冷流动沸腾问题提供参考。     

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。      

高温氢工质热物理性质计算分析

氢工质在新能源与动力、航天推进、化工材料等领域有着广泛应用。通过开展高温氢工质热力学与输运性质研究，建立了原子态氢、分子态氢、热解平衡态氢的热物理性质计算模型，开发了热物性计算程序Prop_H_H2，适用范围为温度100~3 500 K、压力104~5×107 Pa 。验证表明，Prop_H_H2在适用范围内计算氢工质的物性参数合理可靠，在温度200~3 000 K、压力104~107 Pa范围内，程序预测值更加准确，相对偏差在±5%左右。本研究可为氢工质相关的航天推进、应用物理学、能源动力等行业的科研和应用提供支持借鉴。     

竖直向下大支管T型管气相夹带实验研究

基于可视化夹带实验,本文对由水平主管段和大尺寸支管组成的T型管进行夹带起始和稳态夹带研究,并与RELAP5中的气相夹带模型进行对比。结果表明:本实验中夹带起始时所出现的漩涡形式与前人的研究结果相似;稳态夹带实验中观察到一种全新的无旋夹带形式;压差与气相夹带基本为线性关系,T型管主管与支管压差越大,气相夹带越小。     

超临界流体的泄压过程研究

超临界水堆(SCWR)的LOCA研究是安全分析的重点和难点,其中压力容器的喷放泄压过程的研究至关重要。本文通过对反应堆压力容器进行简化,建立了简单容器喷放的数学物理模型,开发了超临界流体的喷放瞬态计算程序。将该程序的计算结果与超临界二氧化碳的泄压喷放过程的实验数据进行了比较,计算值与实验结果吻合良好,验证了模型的正确性。运用该验证后的程序对超临界水的容器喷放过程进行了深入研究和分析,分析了不同初始条件、破口面积及加热功率等对泄压过程瞬态特性的影响。结果表明,本文建立的简单容器模型能模拟从超临界到亚临界压力的喷放泄压过程。计算结果可为超临界水堆的LOCA分析提供理论基础。     

铅基快堆关键热工水力问题研究综述

铅基快堆是一种极具发展潜力的第4代核能系统，在燃料增殖和嬗变方面具有独特优势，具有良好的非能动安全特性和经济性，且有利于实现小型化，是目前国际核能领域研究的热点。本文总结了国内外主要铅基堆型，指出了小型化是铅基快堆的发展方向，同时也指出了当前铅基快堆发展所面临的主要问题。针对热工水力关键问题的5个方面，即液态铅/铅铋流动换热特性研究、堆芯/组件热工水力分析、铅池内流动换热现象研究、系统热工水力安全分析以及特殊现象的热工水力分析，对国内外研究现状展开了分析，总结了当前研究成果，并分析了研究的发展趋势以及遇到的技术瓶颈。本文可为铅基快堆的设计和热工水力分析提供一定的建议和指导。