重力注水过程流动不稳定现象关键影响因素研究

重力驱动注水过程中由于流量较小以及蒸汽的积聚可能导致流动不稳定现象的发生，对核反应堆安全运行具有重要的影响。通过实验研究的方法，搭建了重力注水模拟实验装置，研究了不同蒸汽出口形阻、高位储水箱水位和加热棒初始温度下流动不稳定现象的变化规律。结果表明，重力驱动注水过程流动不稳定现象包含冷却水初次注入阶段、注入水逐出阶段和冷却水再注入阶段等。在一定冷却水初始温度、冷却水入口形阻以及系统压力下，蒸汽排出速度以及实验本体内筒顶部的聚集情况取决于蒸汽出口形阻，减小蒸汽出口形阻可加快蒸汽排放速度，压力峰峰值降低、振荡周期变长，有利于系统稳定；提高高位储水箱水位加快了冷却水注入速率，增加了加热棒被淹没率，降低了流动不稳定现象的发生次数和持续时间；随加热棒初始温度的升高，冷却水流量出现了波动向停滞的转变，流动不稳定现象发生的次数增加且持续时间加长。     

基于REVENT实验的气溶胶再夹带模型适用性分析

在核反应堆事故后卸压等特定场景下,安全壳内液体大量蒸发,液相中气溶胶在蒸汽作用下被夹带回气相中的现象称为再夹带。本文基于Revent实验结果对KataokaIshi's和Cosandey's再夹带模型的适用性进行了评估。首先将模型转化为程序语言,针对实验建立分析模型并对不同工况开展模拟研究;然后通过对比分析模型预测结果与实验测量结果,评估了在不同压力、气体组分条件下,KataokaIshi's各夹带区域模型预测可溶性气溶胶再夹带行为的适用性,Cosandey's模型预测可溶性、不可溶性气溶胶再夹带行为的适用性。结果表明:Cosandey's模型更适用于预测核电厂事故工况下安全壳内不同种类气溶胶粒子再夹带行为。     

聚变装置失真空事故下灰尘迁移的数值研究

失真空事故下灰尘的迁移影响聚变装置的安全运行。对灰尘迁移的研究及其影响因素的分析,将有助于消除或缓解灰尘带来的事故风险。本文采用计算流体动力学方法,在已验证有效的聚变灰尘实验装置(STARDUST)数值模型的基础上,建立了灰尘迁移模型,再现了失真空事故下气体流动状态及灰尘迁移特性;通过改变灰尘物性、破口位置及障碍物的存在,进行了灰尘迁移的影响因素分析。结果表明:灰尘物性会影响其在失真空事故下的分布,当颗粒的粒径越小,密度越小时,灰尘的分布越接近气体的速度场;不同破口位置条件下,灰尘在真空室内的分布是不同的;障碍物的存在会极大地限制灰尘的迁移。     

华龙一号反应堆堆腔注水冷却系统设计与安全特性研究

华龙一号反应堆采用堆腔注水冷却系统作为严重亊故的关键缓解措施,通过压力容器外部冷却实现熔融物压力容器内滞留(IVR)。针对系统的安全特性开展了深入的研究论证,包括严重亊故序列分析、熔融物失效迁移行为研究、临界热流密度(CHF)试验以及基于CISER程序的热工有效性论证。结果表明,华龙一号堆腔注水冷却系统(CIS)具有足够安全裕量,在严重亊故下可保证压力容器的完整性。     

基于RELAP5的高温棒束通道再淹没数值模拟研究

基于ABB Atom 3×3棒束再淹没实验,运用RELAP5建立其实验装置的定流量再淹没计算模型,通过与实验结果做比对验证模拟的有效性,研究在高、低两种注水流量下从底部再淹没高温棒束通道时的不同骤冷现象,分析期间的流动形态、传热特性,液位进程,先驱冷却效果差异等。模拟结果表明:低流量下主液位落后于骤冷前沿,高流量下骤冷前沿明显落后于主液位;通过对比发现在高流量下的高液位为高温壁面带来更强的先驱冷却,使壁面温度更快的降到再湿温度,而低流量下几乎匀速上升的液位变化进程对前沿下游的高温壁面冷却较慢,需要更长的时间才能降到再湿温度。这些分析将为研究此模型下的重力注水打下坚实的基础。