轻水堆两相流机理研究的若干关键问题、现状与发展前沿

两相流是轻水堆热工水力的重要研究主题。正常工况和事故工况下的两相流流动和传热特性关乎核反应堆系统的安全性和经济性。在流动过程中相界面结构不断发生演化,同时两相之间存在着复杂的动量和质量、能量传递,这使得两相流动成为最复杂的流动现象之一。本文回顾了反应堆两相流的发展历程,重申了领域内的若干关键问题,总结各个问题的研究现状,并展望领域研究前景、提出学科发展建议。     

沸水堆定位格架两相流特性试验研究

通过减少模型构造中的经验主义，核工业中使用的最佳评估程序的性能将会有很大的改善。定位格架对反应堆燃料组件允许的最大临界热流密度有重要的影响。因此．使用恰当的定位格架模型能改进最佳评估程序临界热流密度的计算能力。定位格架对液体挟带行为的真实模拟需要对所涉及的不同的机理进行了解。由于与定位格架挟带行为有关的直观的信息不可能从运行中的反应堆中获得。因此，需要通过设计和试验来获得。在文献资料中，大多数有用的定位格架的试验都是为了获得定量数据来发展或修正传热、临界热流密度或压降的经验公式，很少有试验被设计来提供揭示定位格架的作用和涉及的两相流现象的基本信息。为获得流经沸水堆定位格架上游和下游的两相流行为的有关信息，进行了气一液试验研究。试验段的通道横截面、棒径，以及其它一些与典型沸水堆燃料组件定位格架有关的结构都是按原型尺寸设计和建造的。试验段模拟了沸水堆堆芯中两个相邻子通道中流体的流动行为，涉及两相邻通道的原型沸水堆定位格架部分采用工业低碳钢棒，其目的是为了更好的表征通道内部的结构。在试验中，维持其对称结构，由此，通道壁实际上就可看作流道的边界。通过棒底部的小孔注水在棒的表面形成液膜，保证底部定位格架上游的流动为环状流。调整流动工况使其为典型沸水堆的运行状况。试验图片显示，由于棒和格架间的接触点剥离了大部分棒表面的液膜．因此，定位格架上液膜的挟带被大大增强了。减少液相流量最终会导致干涸，干涸产生在定位格架正上游位置处。     

两相流不稳定性的建模与分析

因为两相流流动不稳定性的实际重要性，特别是为了沸水堆(BWR)的运行和安全，已经作出很大努力来理解导致流动不稳定的物理现象，并开发出计算工具来模拟动态沸腾系统的稳定与不稳定边界、本文的目的就是对以下内容做一个回顾：两相流动力学建模；流致不稳定性的分析方法；一个大类系统中模型和方法的选择对预测结果的影响，包括BWR中的中子耦合脉动。     

螺旋管直流蒸汽发生器两相流不稳定性

研究了螺旋管直流蒸汽发生器两相流不稳定性。阐述了两相流不稳定性机理。利用线性化频域理论，建立了螺旋管直流蒸汽发生器两相流不稳定性数学模型，编制了计算程序ＨＴＯＴＳＧＩＡ，分析了入口节流圈，系统压力及不同螺旋管圈等因素对螺旋管直流蒸汽发生器两个流不稳定性的影响，给出了螺秘管直流蒸汽发生器两相流稳定区域。计算值与实验值基本一致。     

功率密度分布对两相流稳定性影响的实验研究

叙述了不同功率密度分布工况下的自然循环两相流稳定性实验研究。实验是在５ＭＷ核从热堆煤水力学模拟实验回路（ＨＲＴＬ－５）上进行的，实验中分别采用了功率密度线性分布和功率密度余弦分布两种加热元件。其结果表明：在低压低干工自然循环系统中，加热元件的功率密度分布形式对两相流稳定性的影响，很小，验证了功率密度线性分布下两相流稳定性实验结果的通用性。     

电容法测量气—液两相流截面含气率实验研究

本文介绍了一种用于测量气-液两相流载面含气率的新型结构的电容器,并在两种条件下进行标定。结果表明,电容法的主要影响因素——空泡分布对这种结构的电容器影响不大。     

200MW核供热堆两相流密度波不稳定性实验的Shannon信息熵特性研究

在200MW核供热堆热工实验台架上,利用信息论原理,研究两相流密度波不稳定性的Shannon信息熵特性。通过调节加热功率、运行压力和冷却剂入口过冷度,获得534种工况下加热流道入口压降的实验数据?计算不同工况下的Shannon信息熵,发现具有高的负Shannon信息熵(负熵)的实验工况是不稳定的,而具有低的负熵的实验工况是稳定的。负Shannon信息熵类似很多场合中使用的能量,可以成为衡量系统稳定性的尺度。     

气空间可压缩性对两相流动系统稳定性的影响

实验研究了反应堆一回路上方气体空间可压缩性对反应堆一回路自然循环两相流流动稳定性的影响。通过发迹液位的办法改变一回路中气空间占整个回路的体积比，得到了不同体积比条件下，流量振幅与加热段入口过冷度的关系。     

垂直上升两相流漂移流模型研究

漂移流模型在两相流空泡率计算中处于非常重要的地位,长期以来,研究者对模型中分布参数及漂移速度的确定持不同的观点.本文采用理论分析与实验研究相结合的方法,总结了分布参数和漂移速度的一般规律,提出了垂直上升两相流漂移流模型分布参数和漂移速度必须满足的限制条件,根据理论分析以及实验数据的验证,得出了漂移流模型推荐关系式.     

基于OpenFOAM的铅基快堆流体通道内两相流研究

为研究铅基快堆中铅/铅铋的特殊热物性导致的在两相流情况下的热工水力特性,模拟流体通道中空泡存在对堆芯的输热能力以及安全性的影响,本文采用开源的CFD计算软件OpenFOAM,应用基于VOF方法的数值模拟,构建了铅基快堆中常见的三角形通道模型,通过与子通道程序的验证和单相条件下实验的校核,检验了所用代码的准确性,并对堆内冷却剂通道的两相流进行了模拟。模拟结果表明：随着两相流流速的增大,冷却剂出口温度降低。气液两相流在内通道流动过程中,气相基本在通道内部流动。随着轴向高度的升高,气泡会在内通道的中心区域聚合;燃料组件的角通道是气泡含量多的区域,会造成局部传热恶化,导致组件烧毁。     

空间核反应堆电源用核燃料研制进展

核燃料是空间核反应堆电源的主要材料之一,由于空间核反应堆电源的运行条件明显有别于地面反应堆,空间核反应堆电源用核燃料的类型和技术要求也明显不同于地面反应堆。国际上空间核反应堆电源用核燃料研制取得了长足的进展,多种核燃料材料在工程应用中得到了检验,并在持续开发新型核燃料。我国在亚化学计量二氧化铀芯块、铀钼合金、铀氢锆合金、碳化铀芯块、氮化铀芯块等多种具备在空间堆中应用的燃料材料上开展了一定的研究,并掌握了部分材料性能数据。本文就上述内容展开论述,同时针对与国际相应领域明显落后的实际情况,提出了我国后续核燃料研究的初步设想。     

AP1000核主泵排气过渡工况下瞬态流动特性研究

为了研究核主泵在排气过渡工况下的气液两相流瞬态流动特性,基于非均相流模型,采用CFX软件对核主泵排气过渡工况进行瞬态数值模拟,通过分析叶轮、导叶流道内的压力脉动、涡量变化及速度分布,得到了排气过渡过程的流动变化规律。研究结果表明：气液两相工况下,叶轮各流道内气相、液相的不均匀分布及两相之间的滑移作用,导致叶轮径向力产生大幅度波动;核主泵采用的扭曲型径向导叶,在进口含气率较高的工况下,其流道内易产生气泡堆积现象,使过流面积减小,产生较大的能量损失;核主泵类球形蜗壳的对称性结构,使左侧类隔舌部位出现低流速区,堵塞了部分出口流道,这也是核主泵排气过渡工况运行不稳定的重要原因。     

空间核反应堆电源热工水力特性研究综述

随着空间探索领域的快速发展,研究高功率、安全、可靠的空间核反应堆电源将变得愈发重要。本文针对国内外空间核反应堆电源的热工水力关键问题,即空间堆系统稳态和事故瞬态研究、堆芯单冷却剂通道及全堆芯的三维流动换热、静态与动态热电转换装置分析、热工水力特性试验研究等进行研究,分析了空间核反应堆电源热工水力研究的趋势。本文结果可为空间核反应堆电源设计分析及热工水力安全特性研究提供帮助和指导。     

Experiments of Two-phase Flow Dynamics of Marine Reactor Behavior under Heaving Motion

Two-phase flow dynamics of a marine propulsion reactor—of the steam generator in particular—subjected to heaving acceleration were studied on a small-scale rig simulating the primary and secondary circuits of those of N. S. Mutsu. To impart the heaving acceleration, the rig was mounted on a suspended platform oscillated in vertical direction by hydraulic device. Heaving acceleration applied to this rig proved the responding variations of circulating flow, of evaporator steam void fraction and of downcomer water level to be proportional in amplitude to that of the acceleration. The circulating flow was found to pulsate with phase lag behind the heaving acceleration indicative of a second order lag function. Constriction of flow channel downstream of the evaporator—producing resistance against flow amounting to 1.15 times that of the entire loop—proved to amplify significantly the responding pulsations of circulating flow. The pulsations were conversely appreciably diminished by the insertion of a second channel constriction upstream of evaporator—producing 2.7 times loop resistance. When devoid of heaving acceleration, with insertion of flow constriction downstream of evaporator, circulating flow was indicated to be controlled by density wave oscillation, whereas upon application of heaving acceleration, the flow came to be controlled by the external acceleration.     

Nuclear Performance of Two-Phase Flow Cooling D-T Fusion Reactor Blankets

The aim of the present paper is to analyze the nuclear performance of a typical D-T fusion reactor blanket cooled by two-phase flow, and, in particular, the dependence of tritium breeding ratio (TBR), nuclear heating and neutron (energy) leakage on design variations such as the volume fraction γ occupied by coolant materials.

The value of γ plays a central role in determining the nuclear performance of the blanket considered. The TBR and nuclear heating decrease with decreasing γ while the inverse trend is found for the leakage from the blanket. To obtain the TBR greater than unity would require γ at least 30%. The feasibility of the two-phase flow cooling concept for D-T reactor blankets is contigent upon finding the way of taking advantage of the many good features associated with the flow, even at such γ.     

Study on Two-phase Flow in Fluid Channel of Lead-based Fast Reactor Based on OpenFOAM

In order to study the thermal-hydraulic characteristics of two-phase flow caused by the special thermal properties of lead/lead-bismuth in lead-based fast reactors, the influence of bubble in fluid channel on the heat transfer capacity and safety of the core was simulated. In this paper the open source CFD calculation software OpenFOAM was adopted, and the numerical simulation was applied based on VOF method to construct a common triangular channel model in lead-based fast reactor. By simulating the two-phase flow of the coolant channel, it is found that as the flow rate increases, the outlet temperature of the coolant decreases. In the flow process of the gas-liquid two-phase flow in the channel, it can be found that the gas phase basically flows inside the channel. In the simulation of the fuel assembly, the corner channel is an area with a large amount of bubbles, which will cause the local heat transfer to deteriorate and cause the fuel assembly to burn out.     

空间气冷反应堆堆芯流动换热数值仿真研究

以美国普罗米修斯计划反应堆为参考,建立了空间气冷反应堆堆芯结构的三维模型,利用蒙特卡罗方法计算得到了堆芯真实功率分布,并使用Star-CCM+软件开展了1/6堆芯的流动换热计算,分析得到了堆芯温度场、速度场和压力场的分布情况,评估了现有设计中仍待优化之处,并提出了相关的优化建议。计算结果表明,该反应堆设计可将冷却剂加热到工作温度,能满足基本的技术指标。但从优化角度考虑,需对堆芯入口段与出口段进行优化设计,通过改变入口管与压力容器间的角度等,可降低不必要的能量损失,提高堆芯出口温度与速度分布均匀性,同时降低冷却剂对诸如气轮机等设备的不利影响。     

核主泵变流量过渡过程瞬态水力特性研究

为研究核主泵从设计工况向非设计工况过渡过程的瞬态水力特性及内部流动机理,应用计算流体力学软件CFX对核主泵叶轮流道内的变流量瞬态流动特性进行数值模拟计算。研究结果表明：变流量过渡时,核主泵的压力脉动沿圆周方向分布并不均匀,其变化趋势是逐渐上升到最大值后又降低,基本呈正弦变化规律,瞬态压力波动变化次数等于叶片与导叶片数之间的动静干涉次数,监测点越靠近叶片与导叶交界面,压力波动越大;由于冲角的存在造成叶轮流道内的速度呈先下降后上升的变化趋势;导叶不仅具有将动能转换为压能的功能,同时也具有有效减缓压力脉动幅度的功能;向小流量过渡时,由于流量减少,在靠近叶轮出口处出现二次回流,造成叶轮流道内速度变化幅度随流量的减少而增大。     

星球表面用核反应堆临界安全分析

核反应堆电源具有寿命长、可全天候工作等特点,可作为星球表面及其他深空探测任务的电源。针对星球表面用核反应堆电源在发射过程中重返地面的临界安全问题,提出了星球表面用核反应堆的临界安全分析要求、分析假设与模型,并对反应堆临界安全特性及采取的临界安全措施进行了计算分析。计算结果表明,不同假设掉落环境下的星球表面用核反应堆的有效增殖因数均小于0.98,满足临界安全要求。反应堆通过采用Mo-14%Re合金结构材料、设置相对较厚的堆芯反射层以及在反射层包壳和堆芯外围涂覆Gd₂O₃涂层等措施有利于确保反应堆在事故时处于次临界状态。