竖直向下大、小支管气相夹带起始可视化研究

已有气相夹带起始模型均是基于竖直向下的小支管夹带所得到的,用于分析大支管气相夹带时并不适用。本文基于可视化实验,对竖直向下的大、小尺寸T型管的气相夹带起始点进行对比研究。选择与主管道直径比为0.625和0.1的大、小支管,并采用有机玻璃作为实验管道材料,空气和水为实验工质。其实验现象表明：大、小支管夹带起始均有漩涡,且漩涡现象大致相同,但在大支管条件下会出现气室,夹带气体进入支管后也会在气室下翻腾,且在相同液相折算速度下,大支管夹带起始液位会高于小支管。     

双端进气T型管夹带试验研究

本文以AP1000为原型,通过模化分析设计建造了试验台架(ADETEL),进行了双端进气夹带起始和夹带率试验。用高速摄像仪对试验现象进行记录,并将试验数据与现有数据和模型进行了对比。结果表明,由于试验段结构及试验条件不同,本文试验数据和现有数据存在较大差异。试验中还对夹带频率进行了研究。结果显示,在夹带率较低时,夹带周期随夹带率的增加而显著减小,夹带率较大时夹带周期逐渐趋于稳定。     

竖直向下大、小支管气相夹带起始可视化研究

已有气相夹带起始模型均是基于竖直向下的小支管夹带所得到的,用于分析大支管气相夹带时并不适用。本文基于可视化实验,对竖直向下的大、小尺寸T型管的气相夹带起始点进行对比研究。选择与主管道直径比为0.625和0.1的大、小支管,并采用有机玻璃作为实验管道材料,空气和水为实验工质。其实验现象表明:大、小支管夹带起始均有漩涡,且漩涡现象大致相同,但在大支管条件下会出现气室,夹带气体进入支管后也会在气室下翻腾,且在相同液相折算速度下,大支管夹带起始液位会高于小支管。     

竖直向下浸没式蒸汽直接接触冷凝流型研究

直接接触冷凝直接影响核反应堆安全壳抑压系统的性能。本文针对竖直向下浸没式直接接触冷凝流型开展实验研究,采用高速摄影仪记录不同湿阱过冷度条件下的蒸汽冷凝过程,依据流型特征划分了喘振、管外颈缩、向上球型脱落、向上T型脱落4种冷凝流型。研究了各流型对湿阱热分层的影响。实验结果表明,喘振流型和管外颈缩流型会增强湿阱内流体搅混,不易发生热分层,而向上球型脱落流型和向上T型脱落流型易引起热分层。理查森数（Ri）可作为流型转变的无量纲数,Ri<1时为管外颈缩流型,Ri>1时为向上脱落流型。     

AP1000 ADS-4阀门夹带卸压实验模化分析

本文对AP1000ADS-4阀门开启后反应堆冷却剂系统(RCS)的夹带卸压现象进行限直径、降高度、等物性模化分析。主要包含ADS-4阀门支管夹带模化、RCS降压模化及反应堆上腔室夹带沉积模化。通过选择合理的无量纲准则数和对守恒方程进行无量纲分析,获得相关热工水力现象的模化准则,最终得到实验台架几何和热工水力参数。     

AP1000中ADS-4液体夹带实验研究

以AP1000核电厂中自动泄压管线(ADS-4)与热管段形成的T型结构为研究对象,开展缩小比例的T型管夹带实验。实验结果表明:大尺寸支管的夹带与小尺寸支管的夹带有明显差别。分层流情况下的夹带研究中发现两种夹带机理;在较低气相Froude数及较低气腔高度时,容易产生间歇流夹带;在较高气相Froude数情况下,往往出现环状流夹带。此外,实验研究发现,大尺寸支管中回流现象显著。支管形状对起始夹带有重要影响,而液体横流似乎并不影响起始夹带。     

AP1000稳压器波动管竖直管段空气-水CCFL实验研究

使用竖直管代替波动管模型开展稳压器波动管竖直管段内空气-水两相逆流限制(CCFL)特性可视化实验研究。实验现象表明:竖直管与上容器接口处的局部CCFL决定了进入竖直管内的液相流量;竖直管内的局部CCFL决定了从竖直管流出的液相流量;两处局部CCFL均随空气流量的增大而增强。在较低气量情况,进入竖直管内的液相能够完全或大部分流出,竖直管内的局部CCFL较弱,上容器和竖直管接口处的局部CCFL在整体CCFL中占主导地位,整体CCFL程度随着上容器液位升高而略有增强。在高气量情况,从上容器进入竖直管的液相大部分或者完全被限制而不能向下流出,竖直管内的局部CCFL强烈,在整体CCFL中占主导地位,整体CCFL特性不受上容器液位变化的影响。通过实验数据拟合得到了新的稳压器竖直管CCFL模型。稳压器波动管CCFL数据和稳压器竖直管CCFL数据基本重合,表明波动管CCFL主要由CCFL-U决定。     

竖直圆管内泡状流空泡份额径向分布实验研究

常温常压下,采用光学探针测量方法,对圆管（内径50 mm）内空气 水两相竖直向上泡状流空泡份额的径向分布特性进行了实验研究。结果表明,竖直圆管内泡状流空泡份额的径向分布随气液两相表观流速不同而变化。液相流速较高时空泡份额分布呈“壁峰型”,即中心区域变化平缓,近壁区出现峰值后迅速降低;液相静止时,随气相流速增加,空泡份额增加速度沿径向向外逐渐减小,气相流速较大时分布呈“核峰型”,即空泡份额随径向位置向外呈减小趋势;液相流速较低时分布呈现出过渡型。探针测量面积加权平均空泡份额与通过重位压降得到的空泡份额的相对偏差小于10%。     

纯蒸汽在竖直管内非完全冷凝换热特性的实验研究

为研究纯蒸汽在竖直管内非完全冷凝的换热特性,使用内径为25 mm的换热管进行实验,入口压力为0.1～0.3 MPa,蒸汽质量流速为12～70 kg/(m²·s)。研究了入口压力、质量流速和质量含气率对管内平均和局部冷凝换热系数的影响,判别了冷凝过程中液膜流态,分析了液膜湍流度和液滴夹带对竖直管内冷凝换热的影响。结果表明：冷凝换热系数随着质量流速和质量含气率的增大而增大,竖直管的冷凝换热系数随着入口压力的升高而降低。实验中的液膜流型主要在过渡流区间,液滴夹带的发生使局部冷凝换热系数提高。对比4种环状流冷凝换热关系式计算结果发现,Shah的经验关系式基本偏差在±30%以内,平均绝对偏差(MAD)为18.91%。基于实验数据提出的经验关系式,其计算值和实验值基本偏差在±10%以内。     

多孔壁面管强化大容积沸腾换热特性研究

针对非能动余热换热器大容积沸腾换热工况,采用高温饱和蒸汽作为加热热源,对机械加工多孔壁面管和光管的大容积沸腾换热特性进行实验研究.结果表明,多孔壁面管对大容积沸腾换热具有很好的强化能力,多孔壁面管可使沸腾换热系数较光管提高68%～75%,壁面过热度降低约1.5℃;受管外沸腾和管内凝结之间传热耦合的影响,换热管轴向壁面温...     

AP1000上腔室夹带试验研究

为还原AP1000中上腔室夹带过程,以AP1000为原型按1∶5.6的模化比例建立了试验回路,研究不同蒸汽流量和压力容器液位下上腔室夹带的夹带率。结果表明：蒸汽流量对夹带率的影响很小,夹带率随压力容器液位的升高而增大;在较低液位,夹带率保持稳定,加入堆内构件后,上腔室夹带明显增强。     

AP1000 ADS-4空气-水夹带试验研究

为研究核电厂中ADS-4卸压夹带过程,以AP1000核电厂为原型设计建造了ADS-4喷放卸压试验回路ADETEL。用高速摄像仪拍摄夹带起始和夹带率的试验过程,将试验数据与现有试验数据和模型进行对比。结果表明:ADETEL试验数据和其他试验数据及理论模型之间存在较大差异;RELAP5和ATLATS的夹带率模型不能准确估算AP1000核电厂中的ADS-4夹带量;当热管段内液位较低时,夹带量会随热管段内液位降低而迅速减小;夹带起始在小支管-主管直径比(d/D)工况下更容易发生;在相同的热管段相对液位下,AP1000中ADS-4支管内液体的夹带率较AP600的低。     

Off-take and Slug Transition at T-junction of Vertical-up Branch in the Horizontal Pipe

The off-take and the slug transition on air-water interface are experimentally investigated at the T-junction of the horizontal pipe with a vertical upward branch to simulate the loss-of-residual-heat-removal during a mid-loop operation in the Korea standard nuclear power plant. Scaling analysis is performed to scale down the experimental facility to the reference nuclear power plant. Two different diameters of branch pipes are used to verify the scaling laws and their scale effects. Air is used as working gaseous fluid and no water flow exists. Off-take behavior on horizontal stratified and slug flows is visually observed in the horizontal pipe. The experimental data are divided into three categories; onset of liquid entrainment at T-junction, onset of slug transition in the horizontal pipe, and discharge quality in the branch pipe. It is found out that the scale effect of the branch diameter on the onset of liquid entrainment is small and the existing correlations for it are applicable. Also, the onset of slug transition shows a discrepancy with Taitel-Dukler's correlation and has a strong influence on the discharge quality. New correlations for discharge quality are developed considering the critical dependency of the onset of slugging.     

池式夹带高速区试验研究

发生失水事故后的压水堆内会产生池式夹带现象,这一现象将造成反应堆进一步失水,进而发生堆芯裸露或堆芯熔化等严重事故。Kataoka和Ishii于1983年开发的池式夹带模型在反应堆安全分析中被广泛使用,但十分保守。其中一个重要原因是模型中高速夹带区的试验数据极为有限且不确定性较大,导致该区的模型并不完善。本文介绍空气-水的池式夹带高速区试验,试验本体参考AP1000原型参数,本体内径为380 mm,高为2.2 m,由透明材料制作,供气流速为0.98~5.41 m/s。试验过程中的两相混合液位和夹带液体质量的测量分别使用导波雷达液位计和称重模块。本试验为夹带模型的高速区补充了数据,发展了现有的池式夹带高速区模型,并发现了在夹带高速区出现的夹带饱和现象。     

ADS-4空气-硼酸夹带试验研究

为研究真实工况下的ADS-4夹带现象,以CAP1400为原型按1∶1的比例设计搭建了FATE试验台架。硼酸溶液用来模拟反应堆堆芯中真实工况的流体。利用数据采集系统和高速摄像仪记录夹带过程,将所得的试验数据与纯水工况和已有的模型进行比较。结果表明：对于夹带起始和稳态夹带率,硼酸工况和纯水工况的试验结果与之前的模型均不同。硼酸工况和纯水工况的现象基本相似,弗劳德数随夹带起始液位的增加而减小。两者的夹带起始均有回滞效应,且自上而下的夹带起始更易发生。硼酸工况和纯水工况之间也存在着差异,这主要是由于两者的物理特性参数不同而造成的,尤其是密度和黏度的影响。     

离心分离大质量数差混合物的实验研究方法

为探究混合物离心分离性能,提出了使用易于分离的气体介质进行实验研究的方法,选取全氟甲基环己烷（C₇F₁₄）/六氟化硫（SF₆）、C₇F₁₄/氙气（Xe）、一氟三氯甲烷（CCl₃F）/乙烯（C₂H₄）气体混合物作为离心分离介质,开展了分离实验。利用分馏装置分别得到了精、贫料中的各组分气体含量,结合质谱分析结果,得到了各组分气体的基本全分离系数与混合物的全净化系数。结果表明：此方法可方便分离轻重气体混合物,针对二元混合物离心分离,能给出全净化系数和各自组分的基本全分离系数,可用于混合物离心分离性能的实验研究。     

方形封闭旁支管流致声共振实验研究

流致声共振是发生在特定结构中的流场与声场相互作用的现象。针对方形封闭旁支管结构的声共振特征开展实验,研究了主管道流速和旁支管长度对封闭旁支管声共振现象的影响,获得了声共振发生区域和压力脉动特征。实验研究的3种旁支管长度分别为L/d=5、6和7,实验的雷诺数Re=2.74×10⁴~2.429×10⁵,马赫数Ma=0.025~0.218。研究结果表明,声共振频率随流速的增加表现出频率锁定特征,随旁支管长度的增大,共振工况声压幅值降低,声共振频率降低。在本实验结构中,声共振现象发生在斯特鲁哈数为0.3~0.6和0.7~1.0的区域内。