超临界CO2在螺旋管中的流动换热特性研究

超临界蒸发器应用到核电中,可大幅提高机组的热效率。超临界压力流体的热物性在准临界温度附近变化非常剧烈,会对其流动和换热产生很大的影响。研究超临界压力流体在螺旋管内的流动和换热规律,有利于对超临界螺旋管蒸发器的设计。本文采用RNG k-ε和SST k-ω模型对超临界CO₂在螺旋管中的流动换热情况进行了数值模拟,发现SST k-ω模型模拟结果与实验结果符合得更好。基于此模型,分析了不同进口质量流速及不同热流密度对管壁温和换热系数的影响,发现随着质量流速的减小、热流密度的增加,峰值向远离h_pc的一侧偏移。最后讨论并分析了周向壁温和换热系数的分布情况,发现壁温在φ＝315°处最高,需在实验操作或实际运行中加以监控,以保障螺旋管蒸发器的安全运行。     

管道倾斜角度对超临界CO2管内换热特性的影响

在恒热流加热工况下,对超临界CO₂在不同倾角的微细圆管内混合对流换热进行了数值模拟。采用FLUENT软件分析了不同倾角时管内截面温度、轴向速度、二次流、上母线传热系数、周向壁面温度和Nu_w的变化规律,并引入相对二次流动能定量表示二次流强度。研究发现：倾斜管内顶部流体温度高于底部,周向Nu_w在底部高于顶部,速度分布不是中心对称且其峰值出现在管中心轴线下侧;浮升力引发的二次流先增大后减小,且在靠近入口处达到峰值;倾斜管内上母线温度高于下母线,上母线传热系数在拟临界温度附近达到峰值。通过水平管中浮升力判据,得到了浮升力对对流换热的影响规律。     

压水堆管道小破口蒸汽临界流泄漏实验研究

为探究压水堆核电厂小破口失水事故中管道小破口蒸汽临界流泄漏特性,开展了管道小破口泄漏实验,以探索饱和/过热蒸汽临界流泄漏特性。基于压力管道疲劳贯穿裂纹（微通道）,开展了流体压力3～12 MPa、流体温度240℃～320℃范围内的蒸汽临界流泄漏实验。实验结果表明,蒸汽临界质量流速与初始流体压力呈正相关关系,与初始流体过热度呈负相关关系。与过冷水临界流泄漏相比,蒸汽临界质量流速受入口压力损失、摩擦效应与加速效应的影响相对较弱。利用一维等熵模型预测了蒸汽临界质量流速,预测值与实验值平均相对偏差为14.17%,表明一维等熵模型具有良好的蒸汽临界质量流速预测精度。     

失水事故分析程序临界流模型改进及验证

失水事故（LOCA）分析中保守分析方法不利于提高核电厂的经济性，为了满足10CFR50附录K的核电厂LOCA评价要求，基于最佳估算程序RELAP5对其模型进行修改以满足对LOCA的评价要求，同时增大设计裕量。由于附录K涉及模型较多，本文主要对LOCA模型修改和验证方法进行研究，改进了RELAP5程序临界流模型，添加保守的Moody两相临界流模型，同时增加过冷临界流Zaloudek模型，并分别采用分离效应实验装置Marviken、Edward喷放管和整体效应装置Bethsy对程序进行了验证，结果表明添加的模型对模拟喷放过程临界流现象具有足够的可靠性。      

燃料棒束换热(RBHT)试验对低压下堆芯漂移流模型的评价

我国目前正在发展基于非能动技术的三代核电,为评价和改进非能动核电厂小破口失水事故在低压下棒束区的漂移流模型,采用燃料棒束换热(RBHT)试验对EPRI[6]、Cunningham-Yeh[4]模型,Bestion[7]漂移流模型进行了计算分析,结果表明燃料棒束换热试验RBHT试验数据工况能涵盖非能动核电厂在低压下的参数,不需要建造针对燃料棒束的试验台架,Cunningham-Yeh[4]和Bestion[7]漂移流模型基本适用,而EPRI[6]在低压区过高预测了空泡份额,不适用非能动核电厂。     

阻氚用Fe-Al渗铝层表面稳态相Al2O3膜生长机理研究

为阐释Fe-Al渗铝层表面暂态相Al₂O₃膜向稳态相α-Al₂O₃膜的转变机理,探索稳态相α-Al₂O₃膜制备的氧化工艺参数范围,采用掠入射角X射线衍射仪、辉光放电光谱仪、聚焦离子束、透射电镜等,结合热重分析对CLAM钢基体Fe-Al渗铝层在940～980 ℃、1 Pa～20 kPa参数下的氧化生长行为进行了深入表征与机理分析。研究结果表明,在1 Pa～20 kPa氧分压范围内Al₂O₃膜生长初期反应速率常数随着氧分压的升高而增大,而后期反应速率常数反而随之下降;采用掠入射角X射线衍射仪对3～180 min氧化不同时期表面Al₂O₃膜的相结构进行了掠入射角分析,推测Al2O3膜的生长经历了从氧化初期形成暂态相γ-Al₂O₃（15 min）→过渡态相α-（Al_0.948Cr_0.052）₂O₃（30 min）→稳态相α-Al₂O₃（120～180 min）的演变过程,最短相转变时间约60～90 min,连续Al₂O₃膜厚度约2 000 nm;同时,结合聚焦离子束对30、120 min形成的Al₂O₃膜表面进行了精确定向切割制样,并采用透射电镜选区电子衍射分析验证了相转变前Al₂O₃膜结构为过渡态相α-（Al_0.948Cr_0.052）₂O₃（113）,转变后为稳态相α-Al₂O₃（113）,证实了Cr作为第三组元促进暂态相向稳态相α-Al₂O₃的转变规律。     

AP1000机组首次临界试验验证计算

首次临界试验是压水堆核电厂调试启动过程的关键环节,旨在确认核反应堆堆芯能按照设计要求达到预期的临界运行状态。本文利用西安交通大学自主研发的NECP-Bamboo程序系统对AP1000机组堆芯的首次临界试验的设计结果进行了验证计算,并与AP1000堆芯的核设计结果进行了比较。计算结果表明：预估临界状态下的硼浓度的偏差为-15 ppm,控制棒积分价值的最大偏差为-52 pcm,硼微分价值的偏差不超过0.2 pcm/ppm,反应性温度系数的偏差不超过1 pcm/K。本文计算结果的精度与高保真计算程序KENO（概率论方法）和VERA（确定论方法）的计算精度相当,为确保AP1000堆芯调试启动阶段的核安全提供了进一步的数据支撑。     

超临界二氧化碳细管喷放临界流特性研究

以处于超临界状态的二氧化碳为工质,开展了泄压喷放及临界流实验研究,获得了上游滞止参数、喷管长径比对临界流量影响的实验数据和趋势规律,基于实验数据提出了超临界二氧化碳临界流量预测关系式,并进一步利用公开文献中其他研究人员的实验数据对关系式进行了评价,预测值与实验结果偏差在±15%以内,表明本文提出的预测关系式能对超临界二氧化碳临界流量进行较好预测。     

两相临界流的两流体不平衡模型研究

研究的两流体不平衡模型，用来计算初始滞止状态为饱和或过冷流体通过通道的临界流量，模型中既考虑了两相之间的动力学不平衡，也考虑了相间热力学不平衡──温度差异。引入汽泡运动弛豫时间方程，结合两相质量守恒方程，动量守恒方程组成五方程模型。通过解汽泡在无限大介质中边界层非稳态导热问题，获得界面热负荷，井利用两相混合物能量方程，获得液相过热度，从而计算出蒸发速率。引用合适的经验关系式，计算界面摩擦切应力，壁面摩擦切应力。提出厂圆弧入口和直段入口两类边界条件的处理方法，设置异质汽核密度为可调参数，当其值取为２．５×ｌ０１１时，在较阔的压力范围内，对不同的长径比Ｌ／Ｄ，预测结果和实验值符合较好。     

六边形套管型燃料堆芯临界质量测量试验结果验证分析

为验证核设计程序对燃料组件、铍组件和铝组件的计算可靠性,对六边形套管型燃料堆芯（HCTFR）临界质量测量试验数据进行了验证计算和偏差分析。通过分析不同位置铝组件的反应性差异,提出了新的近活性区铝组件计算模型,将铝组件近活性区布置方案的计算偏差从2.2%降低至0.1%,为堆芯核设计程序的工程验证奠定了较好的基础。      

基于喷嘴临界流实验对现有物理模型的评价

以水为工质、直径1.41mm的喷嘴为实验段,在稳态条件下进行临界流实验,覆盖的参数范围为：进口压力,0.4～22MPa;进口温度,40～371℃;进口含汽率,－3.5～0.98。结果分析表明：在欠热度高于一定值下流动未达到临界条件;在低欠热度和低含汽率区域两相间存在热力不平衡性,在较低压力下,它对临界流率的影响十分显著。将实验数据与均匀平衡模型、Moody模型、Henry-Fauske模型、Burnell模型以及Bernoulli公式的计算结果进行比较,显示了各模型在不同条件下的适应性。     

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。     

LOCA下喷放参数对冷却剂喷放特性影响数值研究

冷却剂喷放过程是失水事故（LOCA）的重要过程之一,研究冷却剂喷放过程的热工水力特性对认识LOCA以及预测事故后放射性源项迁移过程有着重要意义。本文利用FLUNET软件建立冷却剂喷放数值计算模型,并对其进行验证。利用模型研究喷口直径、喷放距离和喷放压力等喷放参数对计算域内流场温度、液滴速度和蒸汽流速等特性的影响。研究结果表明：喷口直径的提高使得喷放参数均有提高;随喷放距离的增大,流场温度和液滴速度先上升后下降,而蒸汽流速先上升后趋于平稳;喷放压力越大,喷放参数的最大值离喷放出口越远,液滴速度和蒸汽流速的最大值随喷放压力的增大逐渐上升,而流场温度最大值没有变化。     

Numerical Study on Influence of Blowdown Parameter on Coolant Blowdown Characteristic in LOCA

The coolant blowdown process is one of the important processes of the loss of coolant accident (LOCA). It is of great significance to study the thermal hydraulic characteristics of coolant blowdown process for understanding LOCA and predicting the migration process of radioactive source term after accident. The numerical simulation model of coolant blowdown was established by FLUENT software and verified. The model was used to study the effects of blowdown parameters such as diameter of nozzle, blowdown distance and blowdown pressure on flow field temperature, droplet velocity and vapor velocity. The results show that the increase of diameter of nozzle increases the blowdown parameters. As the blowdown distance increases, the flow field temperature and the droplet velocity increase first and then decrease, while the vapor velocity first rises and then stabilizes. The greater the blowdown pressure is, the farther the blowdown parameter is from the blowdown outlet. The maximum values of droplet velocity and vapor velocity increase gradually with the blowdown pressure, while the maximum value of the flow field temperature does not change.     

超临界CO2处理后的金属铀表面氧化腐蚀和电化学腐蚀实验研究

采用重量法和电化学方法分别得到表面经超临界CO2处理后的铀试样在60℃、70％RH条件下的氧化动力学曲线(△m-t)和在50μg/g Cl^-溶液中的阳极极化曲线、自腐蚀电流等抗蚀评价指标。结果表明：经超临界CO2处理后，金属铀表面抗氧化腐蚀性能和抗化学介质腐蚀性能均有一定程度提高。对钝化膜提高金属铀表面抗腐蚀性能的原因进行了探讨。     

超临界二氧化碳模块化微型堆瞬态安全分析

超临界二氧化碳反应堆是一种极具潜力的新堆型,目前正处于概念设计阶段。本文以韩国科学技术院（KAIST）设计的超临界二氧化碳模块化微型堆（MMR）为研究对象,对一回路系统主要部件进行建模,并利用FORTRAN语言开发了适用于超临界二氧化碳反应堆的瞬态安全分析程序TRA_SCR。基于该程序,对KAIST MMR进行了稳态计算分析,验证了程序的正确性。同时,对部分无保护失流事故和无保护反应性引入事故进行了瞬态计算,获得了关键热工水力参数的瞬态特性。计算结果表明该反应堆系统具有较强的固有负反馈特性,且在所计算的事故中,包壳、燃料和冷却剂温度均未超出安全限值,表明了系统在上述事故下的安全性。但在上述无保护失流事故中,堆芯冷却剂出口温度接近安全限值,表明在该事故工况下,反应堆出口温度是制约系统安全性能的关键因素。     

New Theoretical Model for Two-Phase Flow Discharged from Stratified Two-Phase Region through Small Break

A theoretical and experimental study was conducted to understand two-phase flow discharged from a stratified two-phase region through a small break. This problem is important for an analysis of a small break loss-of-coolant accident (LOCA) in a light water reactor (LWR). The present theoretical results show that a break quality is a function of h/h_b , where h is the elevation difference between a bulk water level in the upstream region and the break and b the suffix for entrainment initiation. This result is consistent with existing experimental results in literature. An air-water experiment was also conducted changing a break orientation as an experimental parameter to develop and assess the model. Comparisons between the model and the experimental results show that the present model can satisfactorily predict the flow rate and the quality at the break without using any adjusting constant when liquid entrainment occurs in a stratified two-phase region. When gas entrainment occurs, the experimental data are correlated well by using a single empirical constant.     

超临界水在垂直管内换热及流动不稳定性研究

清华大学核能与新能源技术研究院在建的250 MWt高温气冷堆核电站示范工程(HTR-PM)中蒸汽发生器二回路为亚临界水,由于反应堆能提供750℃的高温氦气,二回路水可提高到超临界压力和温度,采用多堆带一机方案可与超临界蒸汽透平机组匹配,因此研究超临界水在管内的流动、传热以及流动不稳定现象非常重要。本文通过使用RNGk-ε模型耦合强化壁面函数,发现模拟结果与Yamagata等的实验数据符合较好。基于此模型,分析了超临界流体流动时换热系数的变化规律,并采用瞬态计算方法,线性增大加热功率,分析了流动不稳定现象,发现流体一旦进入不稳定区,进出口流量的波动非常严重,甚至出现倒流,应尽可能避免此类现象。     

LOCA工况下环形燃料元件内包壳外压屈曲试验研究

环形燃料一种安全高效的新型核燃料。为对环形燃料元件冷却剂丧失事故（LOCA）下整体受压失效形式的问题进行研究,将环形电加热棒、模拟芯块和试验件组装成试验装置,在空气环境中,以环形电加热棒外加热的方式,对环形燃料元件内包壳进行了外压屈曲试验,并将试验屈曲压力与Bresse?Bryan公式计算结果和特征值屈曲数值模拟分析结果进行了对比分析。结果表明：Bresse?Bryan公式计算结果除以安全系数m=2?5得到的结果高于试验结果而不够保守,试验结果分布于特征值屈曲数值模拟分析结果的1/5?1/3之间。本文结果可为环形燃料元件安全评价及后续工程化提供基础数据。     

Investigation of Pre- and Post-Dryout Heat Transfer in Upward Steam-Water Two-Phase Flow at Low Flow Rate

A heat transfer experiment was performed on steam-water two-phase flow in an annular flow path with a uniformly heated rod under the conditions of the mass flow rates from 0.2xlO⁶ to l.Ox 10⁶ kg/m²-h, inlet qualities from 0.5 to 1.0, heat fluxes below 4.7x 10⁵ W/m² and pressure of 31 bar. Dryout of the heater rod surface was observed resulting in the sharp rise of the heater rod surface temperature. Measured heat transfer coefficients were compared with the several empirical and semi-empirical correlations with the emphasis on the applicability of the correlations to the present test conditions being important in the analysis of the thermal hydraulic behavior during a LOCA of a nuclear reactor. The measured heat transfer coefficient in the pre-dryout region is lower than the existing correlations. The cooling of the heat transfer surface by the liquid phase in the post-dryout region is significant, which is neglected in the existing correlations. The heat transfer coefficients calculated for the post-dryout region by the Groeneveld correlation show good agreement with the presently measured results within the accuracy of 0~27%.