开式自然循环系统启动特性研究

针对开式自然循环系统启动特性进行了实验研究。实验表明:不同加热功率下,开式自然循环系统会经历不同的流动演化过程。低加热功率下,系统经历单相循环、喷泉不稳定,最终演化为闪蒸不稳定;中等以及高加热功率下,系统依次经历单相循环、喷泉不稳定和沸腾伴随闪蒸不稳定后,分别演化为稳定的汽液流动和密度波振荡。导致启动过程流动演化的主要原因是随着加热管入口水温的升高,管内沸腾现象持续增强,上升段内闪蒸现象则先增强而后减弱,两者相互作用,导致系统流量、相变位置及空泡份额等发生明显变化。最后,绘制了开式自然循环启动过程的无量纲化流动不稳定区域分布图,并拟合得到了喷泉不稳定及闪蒸主导的不稳定起始边界的经验关系式,拟合结果与实验结果符合良好。     

开式自然循环系统运行特性分析

提出开式自然循环冷却系统概念,编制相应的计算程序对该系统的启动、运行特性进行模拟计算,分析闪蒸现象对系统运行特性的影响。分析结果表明:在给定换热器外部换热系数及主流温度工况下,常压运行的开式自然循环系统启动快速,具有较强的自然循环能力;闪蒸现象是主导该开式自然循环系统运行的关键因素;在一定参数范围内,该系统对布置高差的影响不敏感。     

过冷沸腾自然循环稳定性实验研究

报道了低压压水运行工况下自然循环系统中过冷沸腾引起的两相流流动稳定性研究结果。研究工作是在清华大学核能技术研究所的低温堆全尺寸、全参数热工水力学实验系统HRTL-5上进行的,采用了可视化研究与数据记录分析相结合的研究方法,研究了不同系统压力、不同进口过冷度条件下,加热段出口从单相流动、过冷沸腾,到低干度容积沸腾整个范围内自然循环系统的稳定性特征。研究发现了低压过冷沸腾自然循环不稳定现象。在较宽的过冷度范围内存在着多种不同模式的流量振荡,在特定条件下存在着自然循环流量静态漂移。研究结果对低压压水运行的自然循环系统,例如,壳式一体化自然循环供热堆和池式低温供热堆的热工设计和安全分析论证及启动方式研究都具有重要意义。     

过冷沸腾自然循环稳定性实验研究

报道了低压压水运行工况下自然循环系统中过冷沸腾引起的两相流流动稳定性研究结果。研究工作是在清华大学核能技术设计研究院的低温堆全尺寸、全参数热工水力学实验系统HRTL-5上进行的,采用了可视化研究与数据记录分析相结合的研究方法,研究了不同系统压力、不同进口过冷度条件下,加热段出口从单相流动、过冷沸腾,到低干度容积沸腾整个范围内自然循环系统的稳定性特征。研究发现了低压过冷沸腾自然循环不稳定现象。在较宽的过冷度范围内存在着多种不同模式的流量振荡,在特定条件下存在着自然循环流量静态漂移。研究结果对低压压水运行的自然循环系统,例如,壳式一体化自然循环供热堆和池式低温供热堆的热工设计和安全分析论证及启动方式研究都具有重要意义。     

低功率条件下低高度差开式自然循环流动模式研究

开式自然循环系统广泛应用于能源和化工领域。在一些特殊条件下,低高度差自然循环系统应运而生,但目前研究并不充分。本文采用蒸汽加热方式,对这类的低高度差开式自然循环系统在低功率水平下的流动模式进行了实验研究,并对其流动模式以及存在物理现象进行了详细的分析。研究发现,在不同功率水平下,因受不凝性气体和过冷沸腾的影响,该自然循环系统主要存在4种流动模式。最后,对不同流动模式转变点的加热段进出口温度进行分析,结果表明加热段出口温度可作为系统流动模式的判定依据。      

非能动余热排出系统数学模型研究与运行特性分析

利用某型核动力装置非能动余热排出系统1:10原理性试验的8个稳态工况、6个启动工况的试验数据,验证RELAP5/MOD3.2程序对本类型非能动余热排出系统的适用性。结果表明:垂直管内蒸汽凝结换热系数对两相流自然循环的流动与传热影响大;RELAP5/MOD3.2程序过低估算了垂直管内蒸汽流速对蒸汽凝结换热系数的影响,计算结果与试验结果偏差大。对RELAP5/MOD3.2程序垂直管内的蒸汽凝结换热模型进行修正,修正后的计算结果与试验值基本吻合;采用RELAP5程序对垂直管内两相流自然循环传热进行计算,须选择热前沿跟踪模型。对非能动余热排出系统的稳态与瞬态运行特性进行分析,理论计算与试验结果均表明:稳态工况下,系统可以实现稳定的两相流自然循环,系统排热能力受蒸汽发生器水位的影响大,冷却水入口温度与系统压力的影响相对较小;系统的启动特性良好,可快速地建立环路的自然循环,带走反应堆的衰变热。     

摇摆对水平管内气液两相流流型的影响

本文对水平放置在摇摆台架,随台架做偏离水平位置的左右往复运动的管内空气-水两相流流型进行了实验研究.实验发现,低流速时,摇摆状态下水平管内流动变得很小稳定,流型发生周期性的改变:当水平管处于倾斜向上或倾斜向下状态时,管内流型分别有些近似于非摇摆的稳态倾斜上升或倾斜下降管内流型,并且流型转变要经历一个发展的过程,发展快慢与气相和液相流速大小有关;而在高液相或高气相流速时,摇摆状态下与非摇摆稳定状态下的两相流流型相近,主要有泡状流、间歇流(弹状流和准弹流)和环状流.根据可视观察以及气液界面在一个摇摆周期内的整体特征和部分时间段的局部特征,定义了不同流动条件下气液两相流的流型,给出了摇摆状态下水平管内气液两相流流型图.     

低压自然循环系统中的流型实验研究

在5MW低温供热堆热工水力学实验台架HRT-5上,以水为工质,进行了低压自然循环两相流流型及流型对密度波不稳定性影响的实验研究。结合可视化观察,利用局部差压信号进行流型鉴别。提出了Sr数可以很好地鉴别不同流型,具有明确的物理意义。描述了系统压力为1.5MPa,0.24MPa及0.1MPa下不同工况的流型,认为在1.5MPa工况下发生低干度密度波不稳定时,流型为泡状流,无流型转换,在流型为泡状流向间歇流过渡区时不会引起密度波不稳定。分析了常压稳定闪蒸时上升段出口的流型。在低温供热堆全参数、全尺寸模拟系统中,进行两相流流型的分析研究,对充分认识低温供热堆中各种工况下的流动形态提供了直接的有价值的成果。     

低压自然循环系统中的流型实验研究

在5MW低温供热堆热工水力学实验台架HRTL-5上,以水为工质,进行了低压自然循环两相流流型及流型对密度波不稳定性影响的实验研究。结合可视化观察,利用局部差压信号进行流型鉴别。提出了Sr数可以很好地鉴别不同流型,具有明确的物理意义。描述了系统压力为1.5MPa,0.24MPa及0.1MPa下不同工况的流型,认为在1.5MPa工况下发生低干度密度波不稳定时,流型为泡状流,无流型转换,在流型为泡状流向间歇流过渡区时不会引起密度波不稳定。分析了常压稳定闪蒸时上升段出口的流型。在低温供热堆全参数、全尺寸模拟系统中,进行两相流流型的分析研究,对充分认识低温供热堆中各种工况下的流动形态提供了直接的有价值的成果。     

摇摆状态下水平管内气-水两相流流型的判定方法

对摇摆状态下水平管内气-水两相流流型进行了实验研究.实验发现,摇摆状态下两相流的压差波动有明显的周期性.本文根据各流型压差波动的差异判断摇摆状态下水平管内气-水两相流的流型.结果表明:通过与可视化观察和高速摄影观察的流型相比,利用压差特性曲线可以很好地判断摇摆状态下气-水两相流的流动型式.     

C型换热器管外流体两相自然循环数值模拟

建立了简化的C型换热器管外流体CFD分析模型,模拟了反应堆安全壳内置换料水箱（IRWST）中典型气液两相自然循环特性。首先用公开发表文献中的试验数据对计算方法进行校验,计算中采用的湍流模型、壁面沸腾模型等能较好地捕捉主流流体升温特性、两相自然循环特性。结果表明：C型换热器增加了管外流体流场分布的不均匀性,提高了冷、热流体间的搅混强度,有助于降低管外流体温度差,增加大容积水池内的自然循环能力;但由于壁面对气泡的阻滞作用,换热器弯管及水平管局部区域空泡份额最大,发生了气泡聚集。计算结果可为非能动余热排出换热器的设计提供支持。     

反应堆内局部自然循环对非能动余热排出的影响

为研究反应堆堆内局部自然循环对非能动余热排出的影响,利用改进的RELAP5/MOD3.2程序对核动力装置及非能动余热排出系统进行数学建模与理论研究,并利用试验数据进行了校核。研究表明：在核动力装置自然循环运行条件下,由于反应堆上封头旁流及反应堆入口漏流通道的存在,在反应堆活性区、上封头、环腔及下腔室之间构成了局部自然循环流动现象;在主回路自然循环能力较弱时,堆内产生的局部自然循环流动占优,反应堆衰变热无法顺利带出。     

基于CFD方法的非能动余热排出系统数值模拟

本文应用FLUENT软件对APl000的非能动余热排出热交换器和换料水箱进行了数值模拟，分析了不同c型传热管数量和冷却剂入口温度对热交换器换热性能和换料水箱内热分层、自然循环现象的影响。分析表明，总体通流面积不变，随着传热管数量增加，热交换器出口温度变小，水箱水温整体提升，热分层现象显著，自然循环趋势明显；质量流量不变，随着冷却剂入口温度的增加，入口流速增加，热交换器出口温度变大，但降温幅度也变大，水箱平均水温升高，热分层范围扩大，自然循环流速加快。     

铅铋合金冷却反应堆内气泡提升泵提升自然循环能力的理论研究

液态金属冷却核反应堆采用气泡提升泵的概念设计来提升堆芯自然循环能力。液态金属和惰性气体两相流动特性显著影响自然循环能力和系统安全性。本工作对铅铋合金冷却反应堆中气泡提升泵提升自然循环能力进行数值模拟研究。基于漂移流模型,采用空泡份额预测模型和摩擦压降预测模型分析了气体质量流量、质量含气率、气泡直径、上升管道高度对气泡提升泵提升自然循环能力的影响。结果表明：泡状流区域中,对于给定的气体质量流量,随着充入气泡直径减小,自然循环能力呈增加趋势。在泡状流、弹状流、乳状流和环状流等流型中,随着气体质量流量、质量含气率增加,自然循环能力先增大后减小。随着上升管道高度增加,自然循环流量增大。可见,流动参数显著影响堆芯热工水力特性。现有工作有助于优化带有气泡提升泵的自然循环冷却系统设计。     

细长自然循环系统流动不稳定性实验研究

以水为工质,在常压下对拥有细长回路和较长水平段的自然循环系统进行可视化实验研究,并以典型的实验现象（ P =1.46 kW）为例分析该系统的瞬态运行特性和不稳定性机理。结果表明：阻力系数较大的细长自然循环回路难以产生有效的单相自然循环,只能通过间歇性沸腾和两相流动将热量导出。这是因当回路阻力较大时,过冷沸腾产生的驱动力无法驱动回路产生有效的自然循环,而只有当加热段内流体发生饱和沸腾时才能驱动系统产生循环流动。较大的回路阻力和沸腾过程中产生的系统降压闪蒸是细长自然循环系统难以维持稳定的流动驱动压头从而产生间歇性沸腾和强烈流动不稳定性的根本原因。     

Thermal hydraulic calculation in a passive residual heat removal system of the SMART-P plant for forced and natural convection conditions

An investigation of the thermal hydraulic characteristics in the passive residual heat removal system of the System integrated Modular Advanced ReacTor-P (SMART-P) has been carried out using the MARS code, which is a best estimate system analysis code. The SMART-P is designed to cool the system during accidental conditions by a natural convection. The dominant heat transfer in the steam generator is a boiling mode under a forced convection condition, and it is a single-phase liquid and a boiling heat transfer under a natural convection condition. Most of the heat is removed in the heat exchanger of the passive residual heat removal system by a condensation heat transfer. The passive residual heat removal system can remove the energy from the primary side as long as the heat exchanger is submerged in the refueling water tank. The mass flow is stable under a natural circulation condition though it oscillates periodically with a small amplitude. The parameter study is performed by considering the effects of an effective height between the steam generator and the heat exchanger, a hydraulic resistance, an initial pressure, a non-condensable gas fraction in the compensating tank, and a valve actuation time, which are useful for the design of the passive residual heat removal system. The mass flow in the passive residual heat removal system has been affected by the height between the steam generator and the heat exchanger, and the hydraulic resistance of the loop.     

Steady characteristic investigation on passive residual heat removal system of Chinese advanced PWR

Thermal-hydraulic characteristic investigation on passive residual heat removal system (PRHRS) of Chinese advanced PWR was conducted to provide input data for PRHRS design and to demonstrate the feasibility of unique design features. A total of 237 sets of test data at steady state have been obtained and the main influence factors on the two-phase natural circulation flow rate and residual heat removal capability were identified. On the basis of theory analysis, a correlation of two-phase natural circulation was obtained, and relative errors of 95% test data were less than ±16%. There is a considerable effect of the system status parameters on the threshold of height between heat source and heat sink, and its correlation of two-phase natural circulation system has been obtained. The steady characteristic research shows that PRHRS has the capability of removing the core decay power through natural circulation.     

Passive cooldown performance of a 65 MW integral reactor

Advanced integral-type pressurized water reactor with a maximum thermal power of 65 MW is under development at the Korea Atomic Energy Research Institute (KAERI). This 65 MW integral reactor incorporates a number of innovative design features. In the case of a transient, the passive residual heat removal system (PRHRS) is designed to cool the reactor coolant system (RCS) from a normal operation condition to a hot shutdown condition by a natural circulation, and the shutdown cooling system (SCS) is designed to cool the primary system from a hot shutdown condition to a refueling condition by a forced circulation. A realistic calculation has been carried out by using the TASS/SMR code and a sensitivity analysis has been performed to evaluate a passive cooldown capability for various system conditions such as natural and forced circulation conditions for the reactor coolant system or the passive residual heat removal system, and number of active PRHRS trains. The reactor coolant system and the passive residual heat removal system adequately remove the core decay heat by a natural circulation and the 65 MW integral reactor can cool the coolant to the SCS entry condition in the primary system for all the possible operational conditions.     

加热功率对低压低高差自然循环系统两相流动特性影响研究

对浮动式核电站中一类具有倾斜热管段的低压低高差自然循环系统的两相流动特性进行了实验研究,分析了加热功率对两相流动特性的影响。结果表明,不同功率条件下系统存在两相稳定冷凝和伴随蒸汽冷凝诱发水锤两相振荡2种流动模式,热管段内过冷水倒流和蒸汽与低温过冷水直接接触冷凝是导致2种流动模式的内在机制。此外,蒸汽冷凝诱发水锤的发生会产生较大压力脉冲,并导致过冷水倒流长度显著增加,进而加剧系统流动不稳定。进一步研究表明,加热段出口含气率可以作为流动不稳定判断依据。