竖直管内两相流逆向流动特性研究

实验发现在竖直管内两相流逆向流动过程中,由于气体的入口条件不同、淹没开始点可能出现在气相的入口处,也可能出现在出口处。由于出现的位置不同,淹没开始点所对应的气、水之间的关系式也不一样。这一实验结果对进一步研究淹没开始的机理有重要意义。根据两相流的流动特性,分析了出现这种现象的原因,提出应采用不同的关系式计算这 两种不同的淹没开始点。     

横摇条件下九通道系统两相流动不稳定性研究

对横摇条件下并联多通道系统的两相流动不稳定性进行了理论研究。基于横摇条件的均匀流模型,通过控制容积积分法建立了并联九通道系统的分析模型。用吉尔方法对系统控制方程组进行了求解。分析了在横摇条件下并联九通道系统入口段和上升段及加热功率对管间脉动不稳定性的影响,得到了相应的不稳定性边界。在低含汽率、高含汽率及低过冷度数区域,系统均不稳定。同时,在高含汽率区域会出现倍增周期现象及混沌现象。     

水平矩形管内气-液逆向流动特性实验研究

为探明管截面尺度及排气水深对水平矩形管内气-液逆流特性的影响,以空气和水为两相介质,对管长2 m、管截面尺寸106?mm×60 mm的矩形管分别在横置、竖置条件下和1 、3 m水深下进行了可视化流动实验。结果表明:管截面高度尺度对气-液逆流特性具有显著影响,在相同的管道流通面积下采用较高的流道高度会大幅强化水平管内液相倒流,从而有利于冷凝水由热段顺利回流至堆芯进行冷却;采用管截面高度作为气相及液相Wallis参数中的特征尺寸,可使不同管截面尺寸矩形管的无量纲逆流特性获得统一表征;在水深1~3 m范围,水深变化对水平矩形管内气-液逆流特性的影响并不明显。提出了预测水平矩形管内气-液逆向流动特性的无量纲实验关联式。      

摇摆状态下水平管内气-水两相流的流型研究

摇摆产生的惯性力以及水平管路发生向上和向下倾斜,会使管道内两相流的流动型式发生变化.本文对直径25mm管内气-水两相流在摇摆周期为15s、摇摆角度为10°状态下的流型进行了实验,研究了气-水两相流在摇摆状态下的流动型式,并给出了流型图.实验结果表明,在一些气-水流量区域,两相流体在一个摇摆周期内存在两种流动型式.     

管束通道内沸腾两相流特性的研究

以R113为工质,采用高速动态分析仪对垂直管束通道内的沸腾两相流型及其转变特性进行了实验研究。对管束狭窄通道内沸腾两相流型进行划分,并与圆管内的两相流型进行比较,在此基础上对通道几何形状及物理参数对管束通道内沸腾两相流型及其转变特性的影响进行分析,为进一步对管束通道内流型判定、沸腾换热及阻力压降的研究奠定了基础。     

受压热冲击下反应堆压力容器内流动和传热研究综述

在发生反应堆失水事故（LOCA）时，紧急安注导致的受压热冲击（PTS）对反应堆压力容器（RPV）的安全有着重要影响，对于失水事故下反应堆压力容器内流动和传热的研究，发达国家已经进行了很年，在试验模拟和数值计算方面均取得了很多的成果，随着我国近年来核电技术的进步，对失水事故下RPV的完整性展开了研究工作，本文总结了国内外该方面研究工作，研究工作中存在的问题和发展的方向进行了探讨。     

多孔介质通道内两相流动特性实验研究

设计并搭建各向同性的多孔介质颗粒无序堆积的实验平台,针对由直径分别为60、70 mm的有机玻璃圆管和2、4、6、8 mm的不锈钢圆球所组成的多孔介质通道开展氮气-水两相工况下通道内流动特性的实验研究。实验结果表明,在液体流量一定的情况下,实验段压降随管径的增大而减小,随颗粒直径的减小而增大,随气相流量的增大而增大;在管径一定的情况下,实验段压降随颗粒直径的增大而减小。通过拟合获得了本实验条件下的两相压降关联式。     

螺旋管内汽液两相流密度波型脉动流动传热试验研究

详细介绍了在沸腾通道内部发生汽液两相流水动力不稳定性而出现周期性密度波型脉动时,脉动流动过程中瞬态和时均传热系数的实验研究结果。实验在以水为工质、以螺旋管作沸腾蒸发试验段的中低压闭式循环系统上进行,试验参数范围为：压力p=05～35 MPa,质量流速G=200～2 100 kg/(m2·s),工质进口过冷度ΔTsub=20～90 ℃,试验段壁面热负荷qw=0～540 kW/m2,密度波脉动的周期为T=125～14 s,且主要集中在4～10 s范围内。对密度波脉动过程中瞬态及时均传热系数和其它主要参数的基本特征与变化规律作了分析和描述,提出了表征密度波脉动传热的新的特征准则数和传热系数计算式。     

信号分析技术在海洋条件下并联双通道两相流不稳定性研究中的应用

海洋条件下具有并联通道的两相流动系统有可能出现非常严重的并联流道不稳定性,这种不稳定性取决于每个通道的固有特性和工作条件.海洋条件对并联通道不稳定性有十分严重的影响,其流量振荡曲线非常复杂.本文利用快速傅立叶变换方法(FFT)对不同海洋条件下的流量振荡曲线进行分解,得到了系统的基本运行工况和固有特性.研究表明,可以利用...     

SCWR-FQT回路的冷却剂流量丧失事故研究

超临界水冷堆燃料验证实验（SCWR-FQT）将对1个小型燃料组件在超临界水环境下进行堆内性能测试。为了对该实验回路进行系统设计和安全分析,应用修改过的ATHLET程序建立实验回路计算模型,对两种造成燃料组件实验段冷却剂流量部分或全部丧失的设计基准事故进行模拟分析,即由于装载实验段的压力管内部的导向管破裂导致流经实验段的冷却剂旁通和主冷却剂泵卡轴事故。计算结果显示：实验段冷却剂旁通事故中,燃料包壳温度在事故初期出现约920 ℃的峰值;而主泵卡轴事故中,燃料包壳温度未明显升高。计算结果表明,现有的安全系统设计能保证在事故情况下维持燃料组件实验段的有效冷却。     

Development of Interfacial Friction Model for Two-Fluid Model Code against Countercurrent Gas-Liquid Flow Limitation in PWR Hot Leg

An interfacial friction model for two-fluid model code has been developed for the counter- current gas-liquid flow limitation at hot leg in a pressurized water reactor. Firstly, using a typical two-fluid model code TRAC-PF1/MOD1, we analyzed whether the interfacial friction model under countercurrent stratified flow by Ohnuki et al., which has been verified with an envelope model at steady state, functions well for the dynamic calculation with the two-fluid model code or not. It was found from the analyses that the model by Ohnuki et al. should be combined with a suitable interfacial friction model for the slug flow regime in hot leg. Based on flow observation in a small scale air-water experiment, models at the bend of hot leg and in the roll wave regime in the horizontal flow path of hot leg were newly developed as the model in the slug flow regime and the slug flow model was combined with the model by Ohnuki et al., The validity of the present model was confirmed with the data under various conditions of scales, pressures and fluid combinations (inner diameter: 0.025~0.75m, pressure: 0.1~7.1 MPa and air-water or steam-water).     

基于粒子群优化算法的压水堆失水事故研究

为提高对失水事故的诊断能力,在反向传播(BP)算法基础上,建立基于粒子群优化(PSO)算法的故障诊断网络,利用PSO算法训练神经网络的权重和阈值,以克服BP算法易陷入局部极小问题。仿真试验表明,该诊断网络对失水事故有较高的诊断精度。     

Effects of Coolant Flow on Light Water Reactor Fuel Behaviors during Reactivity Initiated Accident

This paper describes the in-pile experimental results to study the influences of coolant flow on fuel behaviors under reactivity initiated accident (RIA) conditions performed in the Nuclear Safety Research Reactor (NSRR). A single PWR type test fuel rod was irradiated by a large neutron pulse in the NSRR to simulate a prompt power excursion of RIA's. The effects of coolant flow were studied at a coolant flow velocity of 0.3~1.8m/s and a coolant temperature of 20~90°C under the atmospheric pressure. It was found that the cooling conditions had considerable influences on fuel thermal behaviors under prompt heat-up. The increase of coolant flow velocity and subcooling enhanced heat transfer coefficient at cladding surface during film boiling, which resulted in large decrease of maximum cladding temperature and film boiling duration, and consequently in the increase of fuel failure threshold energy. The data tendencies are summarized and the influences of coolant flow are discussed with some computer analyses.     

西安脉冲堆大破口失水事故分析

分析了西安脉冲堆大破口失水事故的特点,建立了适用的数学模型,编制了计算程序。结果表明：在大破口失水事故下,部分燃料芯体最高温度将超过设计限值,但不会发生燃料元件熔毁事故。     

断电停机过渡过程中核主泵气液两相流动特性研究

为研究断电停机过渡过程中核主泵气液两相瞬态流动特性,借助CFD技术对不同含气量下核主泵内的气液两相流动变化规律及径向力进行了研究,并对计算结果进行试验验证。结果显示,数值模拟数据与试验数据变化趋势吻合,断电停机过渡过程中,在叶轮背面附近产生旋涡,旋涡的存在使气相区域变大且相应的气体体积分数增加。随着流量的减少和转速的降低,叶轮和导叶内存在大量的气相,导致叶轮转换能量的能力减弱。含气量较小时,叶轮内气体体积分数先达到最大值后开始呈离散状回旋下降。而含气量较大时,叶轮内的气体体积分数随流量的减少而增加。含气量对流道内流体的速度影响较大,尤其是对靠近叶片进口方向的流体。随着含气量的增加,叶轮的径向力不平衡程度开始减弱,其最大不平衡径向力由正负值不等转变为以负值为主。     

1000 MW核主泵失水事故工况下气液两相流分析

针对1 000 MW压水堆核电站主泵水力性能要求,在对核主泵进行水力设计和三维造型的基础上,采用CFD技术对失水事故工况核主泵气液两相流进行数值计算,并分析了失水事故工况下的核主泵气体分布,不同空泡份额工况下气体在流道内变化,以及空泡份额、冷却剂温度对核主泵扬程、效率的影响。计算结果表明：事故工况核主泵叶轮内气体主要分布在叶轮轮毂附近区域;沿叶轮轴向方向含气量逐渐增高,而沿径向方向含气量逐渐降低;当空泡份额在15%范围内,随着空泡份额的增加,扬程由113 m降低到85 m,效率由75%下降到65%,但仍能正常工作;当空泡份额大于15%,泵性能急剧下降,扬程下降到48 m,效率也降低到31%,泵丧失正常工作能力;冷却剂温度在270～350 ℃范围内,随着冷却剂温度增加,效率、扬程变化很小,但当温度超过350 ℃,主泵的性能急剧下降,致使主泵无法安全运行。     

压水堆大破口失水事故引发的严重事故研究

采用机理性严重事故最佳估算程序SCDAP/RELAP5/MOD3.2，以美国西屋公司Surry核电站为参考对象，建立了1个典型的3环路压水堆核电站的严重事故分析模型，分别对主回路冷段和热段发生25cm大破口失水事故（LBLOCA）导致的堆芯熔化事故进行研究分析。结果表明，压水堆发生大破口失水事故时，堆芯熔化进程较快，大量堆芯材料熔化并坍塌至下腔室，反应堆压力容器下封头失效较早，且主回路冷段破口比热段破口更为严重。     

超临界水冷堆部分丧失给水瞬态敏感性分析

以日本超临界水冷堆(Super LWR)为背景,建立相关数学物理模型,计算分析超临界水冷堆在部分丧失给水瞬态下,主泵惰转时间、紧急停堆延迟时间和密度反馈比对最高包壳温度的影响。分析结果表明:部分丧失给水后,在主泵惰转和反应堆紧急停堆的共同作用下,最高包壳温度先是快速升高,然后快速下降;延长惰转时间能延缓冷却剂流量的减少,从而延缓最高包壳温度的升高;紧急停堆延迟时间越短,越能减缓最高包壳温度的升高;密度反馈比的变化对包壳的温度影响不大。可见,主泵惰转时间、紧急停堆延迟时间能对堆芯的安全性能产生明显的影响。     

船用反应堆大破口失水事故封闭环境核素扩散研究

基于严重事故分析程序MELCOR耦合计算流体力学软件CFD-FLUENT研究方法,采用MELCOR对船用反应堆失水事故进行分析,结果作为CFD-FLUENT模拟实验的初始条件,对船用反应堆大破口严重失水事故在堆舱内的放射性核素扩散进行研究。研究结果表明,泄漏时间在45 min时,放射性核素扩散至冷却剂进口、出口位置,而在14 min时放射性核素已经开始向安全壳扩散;在51 min时,放射性核素开始从安全壳破口向安全壳外扩散;在87 min时,放射性核素开始向邻舱扩散。本研究计算结果可为核事故的应急决策提供理论支持和数据支撑。