摇摆条件下竖直圆管内干涸型临界沸腾的数值研究

针对摇摆条件下竖直圆管内干涸型临界热流密度（Dryout CHF）进行了三维数值计算,研究了摇摆条件下竖直圆管内相态分布特性、圆管内临界热流密度（CHF）的位置以及最高壁面温度,同时对管壁沿程换热系数特性进行了分析。结果表明:在摇摆条件下,圆管内相分布呈现周期性变化,CHF的位置也会发生周期性变化;同时发现摇摆运动会导致壁面最高温度更高,因此摇摆条件会使沸腾临界现象更严重。随着流型转变和沸腾传热机制的变化,管壁换热系数沿流动方向也会显著变化。本研究可以为摇摆条件下Dryout CHF的数值预测提供参考。      

高温气冷球床堆有效导热系数模型的改进

有效导热系数是高温气冷球床堆热工设计和安全分析程序中的基本参数,ZBS模型广泛应用于球床结构有效导热系数的预测。本文针对ZBS模型中的关键经验型参数——接触面积系数φ进行了分析,通过对不同堆积结构球床有效导热系数的数值分析,获得了12组接触直径比和配位数及其对应的φ值,然后通过多元线性分析获得φ的计算公式。与德国SANA实验结果进行比较,发现改进后的ZBS模型预测能力优于其他模型。改进后的ZBS模型的计算结果与先前实验测量的球床主体区域的有效导热系数吻合也很好。本文研究结果可为高温气冷球床堆的设计和安全分析提供理论支持。     

基于U型管式蒸汽发生器倒流理论模型的倒流临界简化判定准则

在U型管倒流问题中,倒流临界点的准确判断较为重要。本文建立了U型管倒流特性的理论分析模型,并基于理论分析模型对倒流临界判定准则进行了简化,将倒流理论分析模型和倒流临界简化判定准则的计算结果与实验结果进行对比。结果表明,倒流理论分析模型和倒流临界简化判定准则的计算结果与实验结果符合较好,平均相对误差的绝对值分别为3.4%和3.7%,说明倒流理论分析模型和倒流临界简化判定准则对倒流点预测结果较为准确。      

物性参数对氟盐球床堆传热模型不确定性和敏感性的影响分析

为了确保氟盐球床堆堆芯传热模型的预测能力满足安全限制，研究了氟盐冷却剂的物性参数对堆芯传热模型不确定度和敏感性的影响。采用统计学不确定性评估方法，将氟盐冷却剂物性参数（包括动力粘度、密度、比热容、导热系数）作为输入参数，选取经典传热关联式作为计算模型，分析了努赛尔数（Nu）的不确定性及其对物性参数的敏感性程度。结果表明，无论氟盐物性参数的概率分布为正态分布或均匀分布，计算得到的Nu的平均值非常接近，其分布形式都接近正态分布；同时发现，动力粘度是物性参数中对Nu影响最大的参数，并且呈负相关；导热系数对Nu的影响为负相关，密度和比热容对Nu的影响较小且均为正相关。      

熔融池相变传热特性的大涡模拟数值研究

研究反应堆熔融池内部的流动与传热特性对保证熔融物堆内滞留具有重要意义。本文基于开源软件OpenFOAM平台,结合大涡模拟湍流方法和熔融池相变过程建立熔融池传热模型,针对典型熔融池传热实验LIVE工况开展数值计算,得到了熔融池内速度场和温度场以及下封头内壁面硬壳厚度和热流密度分布情况。结果表明,熔融池内速度、温度和热流密度随高度或径向角度的增大而增大;硬壳厚度随径向角度的增大而减小;下封头壁面上的热负荷在顶部聚集。传热参数计算结果与实验数据整体符合较好,可以有效反映出熔融池内自然对流与相变过程,验证了计算模型的可靠性,可为进一步研究熔融池相变传热特性提供参考。      

倒U型管蒸汽发生器单相管间脉动临界流速与倒流临界流速的对比分析

为了提高核反应堆系统的安全性与经济性,本文通过实验研究了单相工况下倒U型管管间脉动临界与倒流临界之间的关系。基于对实验数据的处理,获得了不同工况下的管间脉动临界流速与倒流临界流速,并对2种不稳定性的临界流速进行了比较。结果表明,在本实验工况下,管间脉动临界流速总是高于倒流临界流速,其比值最高可达1.46;该比值随着一次侧入口温度的升高和回路阻力的减小而增大,随着二次侧冷却水流量的增大而增大,但增幅逐渐减小;回路阻力对脉动具有显著的抑制作用,在回路阻力较小时,可能发生较为严重的管间脉动。      

氧化层对液态金属起始沸腾过热度的影响模型

液态金属具有良好的浸润性，因此常具有很高的起始沸腾过热度。但在浸润性差的氧化层的影响下，起始沸腾过热度可大幅降低。为对氧化层作用进行分析，建立了氧化层的影响模型，并利用实验数据进行了验证。结果表明，氧化层作用下的核化过程可分为直接核化和界面移动后的核化两类，氧化层作用下的核化半径介于氧化层位置及界面最深处位置之间，其最佳估算值为两者的几何平均值。     

基于单相可压缩模型的蒸汽发生器倒U型管内单相管间脉动特性研究

单相工况下的管间脉动现象可使蒸汽发生器倒U型管内倒流现象提前发生,从而威胁其安全性。为探索单相管间脉动特性,基于单相可压缩模型,数值研究了管道长度、一次侧入口温度和压力、二次侧温度和换热系数对单相管间脉动临界流速的影响。结果表明,当管道长度较短时,管道长度的增加会使临界流速显著增加,且倒U型管越长,临界流速越大。一次侧入口温度和压力的增加均会使临界流速增加,使单相管间脉动更易发生。二次侧换热系数的升高会使单相管间脉动对应的临界流速降低。然而二次侧温度对临界流速的影响呈现非单值性,随着二次侧温度的升高,临界流速先升高后降低。      

硬壳对熔融池换热特性影响试验研究

基于大型熔融池换热特性试验台架COPRA,分别采用水和非共晶摩尔比例20%NaNO₃-80%KNO₃混合物作为熔融物模拟物,进行熔融池换热特性试验研究。熔融池瑞利数Ra′可达到10¹⁶量级,与反应堆真实情况下的量级一致。试验对比了水试验和熔盐试验得到的熔融池温度场分布和壁面热流密度分布。结果表明,熔融物硬壳的形成对熔融池换热特性产生了明显影响。试验拟合得到了熔融池换热特性关系式,其中热流密度关系式与国际上其他试验得到的结果符合得较好。在同等Ra′量级下,COPRA试验得到的熔融池向下封头壁面的传热量较国际上其他试验的结果低。     

补水箱内的直接接触冷凝模型研究

补水箱是核反应堆安全系统中的重要设备。事故工况下补水箱内可发生剧烈的直接接触冷凝过程,导致补水箱内压力的迅速降低乃至振荡,影响补水箱的安全注入功能。为提高对补水箱安注行为预测的准确性,本文基于射流速度分布理论和假想管嘴分析方法,考虑液相的温度分层对传热温差的影响,结合补水箱内直接接触冷凝的一般过程,建立了针对性的冷凝传热计算方法。利用该模型对现有实验数据进行了预测,符合良好,初步验证了模型的有效性。相关研究有助于提高补水箱安注过程和相关事故安全分析的准确性。