5MW核供热堆自然循环两相流流动特性分析

实验研究在５ＭＷ核供热堆热工水力学模拟系统ＨＲＴＬ－５上进行。计算分析采用带有质量,蒸汽质量,能量及动量守恒方程的一维两相流漂移模型。用Ｃｌａｕｓｉｕｓ－Ｃｌａｐｅｙｒｏｎ方程计算上升段中闪蒸起始点。通过在过冷沸腾区,饱和沸腾区及上升段中推导守恒方程,得到可描述自然循环两相流系统特性的常微分方程组。用时域法求解。研究表明过冷沸腾及空泡的闪蒸对空泡分布,系统循环流量及流动稳定性都有很大影响,且系统压力越低,过冷沸腾及闪蒸的影响越大;在相当宽的两相流动条件下,加热段中只发生过冷沸腾;揭示了两相流不稳定时振荡的传播特性。在５ＭＷ核供热堆条件下理论分析与实验结果吻合得很好。     

两相自然循环密度波不稳定性的实验研究

在自然循环水回路上进行了两相流密度波不稳定性的实验研究，得到了不同工况下的实时脉动曲线。分析了系统压力、质量流密度、进口欠热度对系统稳定边界的影响。得出了用无量纲量相变数Ｎｐｃｈ、欠热度数Ｎｓｕｂ、弗劳德数Ｆｒ表示的系统稳定边界图及稳定性判别准则式。     

200MW核供热堆水力稳定性实验数值模拟分析

为确定２００ＭＷ核供热堆的安全性并为今后发展奠定研究基础，在改装的俄罗斯ＫＣ实验装置上，完成了该核供热堆主回路系统水力稳定性实验研究，然后应用ＲＥＴＲＡＮ－０２程序完成主要实验工况数值模拟计算，理论计算和实验测量的对比结果表明，两者间的较好的符合，获得有益于核供热堆安全设计的一些结论。     

垂直管空气-水两相流型的Shannon信息熵特性研究

利用信息论原理,研究两相流流型的Ｓｈａｎｎｏｎ信息熵特性。Ｓｈａｎｎｏｎ信息熵可由两相流系统的时间相关信号（如压差）的功率谱密度计算得到。在两相流实验台架上进行了垂直管两相流试验研究,通过调节空气和水的体积流量,获得不同流型工况下压差信号的实验数据。计算不同流型下的Ｓｈａｎｎｏｎ信息熵,发现泡状流的负Ｓｈａｎｎｏｎ信息熵（负熵）最小,弹状流的负熵最大,而环状流的负熵界于两者之间。     

垂直并联管内高压汽水两相流密度波型不稳定性的试验研究

在系统压力p＝3～18MPa，质量流速G＝700～1400kg／m2·s，人口过冷度△Tsub＝30～120℃，热负荷qw＝0～6O0kW／m2，管径d＝12mm的参数范围内，研究了压力、质量流速、人口过冷度、进口节流、可压缩容积、热负荷及不对称热负荷对垂直并联营内高压汽水两相流密度波到不稳定性的起始点、周期和报价的影响，并与垂直单管内的密度波到不稳定性进行了对比分析。根据试验研究和量细分析，提出了预防密度波型脉动的话施，给出了计算脉动起始点的无困次经验关系式，为一体化反应堆蒸汽发生器、直流锅炉水冷壁等工业设备的设计与运行提供了可靠依据。     

环形流道两相流特性实验研究

在日本原子力研究所的一个两以试验台架上,进行了环形流道空气－水丙相流窟泡份额和逆向流试验,观察了其流型。通过试验和分析,提出了漂移流模型中分布系数Co和气相漂移速度Vgi的经验关系式;得到了逆向流Wallis表达式的拟合参数。对试验结果的分析表明,当流道间隙很小（Bond数小于1）时,流型和两相流动与间隙较大时有所不同。     

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。     

高温气冷堆蒸汽发生器两相流不稳定性预报

论述了蒸汽发生器立式上升流动螺旋管内高压汽－水两相流不稳定性试验研究。研究结果表明，螺旋管中存在压力降型、密度波型和热力型脉动。采用无因次分析法得到了预测系统稳定的经验关系式，并得到了判断系统稳定性的界限图。同时对蒸汽发生器立式下降流动螺旋管与立式上升流动螺旋管的不稳定性进行了比较。最后对实际蒸汽发生器两相流不稳定性进行了预报。     

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。     

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。     

200MW核供热堆的固有安全性

本文分析了200MW核供热堆冷却剂大量丧失的严重事故。事故分析表明:反应堆在发生失水事故时,其动态过程进展缓慢,借助于慢化剂反应性反馈而安全地自动停堆,堆芯始终被水淹没,使得反应堆具有很好的固有安全性。反应堆在失去全部热阱的51.6小时后,堆芯顶部开始裸露,该事故发生频率低于10~(-12)/堆·年。     

200MW核供热堆功率调节系统设计原理

简要介绍了２００ＭＷ核供热堆的堆型结构和运动方式，着重介绍了２００ＭＷ核供热堆功率调节系统设计原理和调节控制棒与调节二回路流量协调控制方案，并介绍了调节二回路流理所采用调频电源作为二回路水泵调速的执行机构。     

低温堆和沸水堆流动不稳定因素比较分析

在实验的基础上分析了低压低干度自然循环系统中欠热沸腾、冷凝、闪蒸、以及汽空间压力等因素对两相流动不稳定的影响，并与沸水堆条件下的情况作了比较。分析表明：①自然循环系统中，欠热沸腾、冷凝、闪蒸是影响流动不稳定的重要因素，很多不稳定问题与此有关，这跟以沸水堆为背景的强迫循环系统有很大不同；②汽空间大小对系统稳定性有重要作用，在压力允许条件下，应尽量减小汽空间，提高系统稳定性。     

非能动安全系统在200MW核供热堆中的应用

200MW核供热堆主回路系统、余热排出系统和注硼系统都没有驱动设备,主回路和余热排出系统的流体流动依靠自然循环,注硼系统的注硼依靠重力。本文描述了这些系统的设计和固有安全特性。     

200MW核供热堆海水淡化系统经济分析

经对单一产水及水电联产的２００ＭＷ核供热堆海水淡化系统的经济分析，给出了在目前技术条件下该堆海水淡化系统的水价及影响水价的主要因素，并对选用何种方案提出了具体建议。     

200MW核供热堆工业供汽的经济分析

对２００ＭＷ低温核供热堆用于工业开发集中供应压力为１．５ＭＰａ左右的饱和蒸汽方案的经济性进行了较全面的分析和比较。结果表明,２００ＭＷ低温核供热堆用于工业供汽的各项经济评价指标都很好,内部收益率为２０．５５％,净现值（贴现率１０％）为７．４５亿元;投资回收期和贷款偿还期均在项目建设成后５年以内。与低温核供热用于冬季供暖相比,其经济效益有非常明显的改善。同时,在经济发达地区的工业开发区,利用核能进行     

大庆200MW核供热站剂量与放射性监测

本文简要介绍了大庆２００ＭＷ核供热站剂量与放射性监测系统的设计与考虑。     

200MW低温供热堆堆芯实时仿真研究(英文)

200MW低温堆是一种重要的新型反应堆。其堆芯流动采用自然循环。由此建立和选择高精度的模型,主要有堆功率模型;剩余功率释热模型;堆芯热传导模型;热工水力模型;欠热沸腾模型;CHF模型等。用吉尔算法和阿当姆斯算法相互印证求解,通过确定合适的算法,实现准确地实时仿真低温堆堆芯热工水力过程。     

200MW池式供热堆失水事故分析

利用轻水堆系统通用的热工水力分析程序ＲＥＴＲＡＮ－０２,对ＤＰＲ－３型２００ＭＷ深水池供热堆的失水事故进行了分析计算。给出了低温常压的水池型反应堆的计算模型、瞬态特性及计算过程。结果表明,瞬态参数都在安全测则的规范之内,显示出良好的池式堆的安全特性。