安全壳内置换料水箱内自然对流现象试验研究

以第3代核电技术中广泛采用的安全壳内置换料水箱（IRWST）为对象,通过比例分析获得了自然对流现象的相似准则,设计了缩比试验装置,对事故条件下IRWST内的自然对流现象进行了试验研究,分析了IRWST内自然对流的演变规律及初始条件的影响。结果表明：相似格拉晓夫数、相似雷诺数和相似普朗特数是IRWST自然对流现象试验装置设计应遵循的相似准则;加热初期,IRWST内以轴向上升羽流为主,随冷热分层的形成,流体的轴向上升运动被抑制,转变为以IRWST中下部区域的径向横流为主;不同初始条件下IRWST内自然对流的演变规律基本一致,但流场演变过程的快慢、流体速度的大小不同。     

基于量纲分析法的稳压器卸压喷放比例分析

为使实验结果能尽可能反映原型的实际情况,采用量纲分析方法,对稳压器卸压工况下不同阶段的蒸汽流动过程进行了比例分析,以确定其需要遵循的相似准则数。结果表明,现象相似需满足:几何结构相似;采用等物性模拟及相同的初始条件可极大简化相似参数的选择;喷放阶段,须使喷洒器出口模型与原型的蒸汽质量流密度一致;自然对流阶段,须重点考虑傅里叶数和格拉晓夫数,同时评估相关参数的不确定性。     

AP1000非能动余热排出热交换器缩比C型管束二次侧传热模型实验研究

建立了非能动余热排出热交换器（PRHR HX）及内置换料水箱（IRWST）分离效应缩比实验系统,研究了PRHR HX排出堆芯余热过程中,单相自然对流阶段及两相池式沸腾阶段下的传热特性,并采用实验数据评价了传统经验关系式在预测PRHR HX缩比模型特殊C型传热管束时的适用性。实验结果表明,在PRHR HX余热排出过程中,IRWST内出现明显热分层现象。对于PRHR HX竖直管束自然对流、池式沸腾传热,传统经验关系式预测值均较为保守;对于下部水平管束,自然对流阶段推荐Churchill自然对流传热公式,池式沸腾阶段推荐Rohsenow经典池式沸腾传热公式;上部水平管束由于受到流体浮升、气泡扰动等因素的附加影响,在自然对流阶段及池式沸腾阶段的传热效果均优于下部水平管束。     

低压自然循环系统流动闪蒸过程流型研究

本文采用高速摄影和网格电导传感器对低压自然循环系统垂直上升段内闪蒸诱发的两相流流型演变开展研究。针对不同的流动状态,分别给出了稳定和不稳定两相流动条件下上升段内的流型种类。基于上升段内流体温度沿轴向的变化规律,确定流体温度沿轴向位置的转折点为闪蒸发生的起始位置。采用无量纲过冷数和闪蒸数,对低压自然循环系统的流动状态进行了划分;在入口过冷数小于12、闪蒸数介于4～5之间时,系统处于稳定的两相自然循环流动状态。     

低压自然循环系统流动闪蒸过程流型研究

本文采用高速摄影和网格电导传感器对低压自然循环系统垂直上升段内闪蒸诱发的两相流流型演变开展研究。针对不同的流动状态,分别给出了稳定和不稳定两相流动条件下上升段内的流型种类。基于上升段内流体温度沿轴向的变化规律,确定流体温度沿轴向位置的转折点为闪蒸发生的起始位置。采用无量纲过冷数和闪蒸数,对低压自然循环系统的流动状态进行了划分;在入口过冷数小于12、闪蒸数介于4～5之间时,系统处于稳定的两相自然循环流动状态。     

球床模块堆停堆后自然对流传热特性数值研究

对冷却流体在球床模块堆内燃料颗粒填充区域中的流动和传热过程进行了研究.数值模拟突然停堆后燃料颗粒区在温差作用下的自然对流过程,分析了瑞利数Ra对燃料填充区域内流场、温度场和局部努塞尔数Nu以及壁面摩擦阻力系数的影响.计算结果表明:当球床模块堆突然停堆时燃料填充区域可形成加热壁面流体上升流动、冷却壁面下降流动的自然循环流动;随着Ra数增大,回流中心向上移动;沿轴向壁面局部Nusselt数和摩擦阻力系数存在极值,并且极值点随Ra数增大而向上移动;与氮气相比,氦气作为冷却介质停堆后具有更均匀的堆芯轴向温度分布.     

方腔内液态金属钠自然对流换热特性数值分析

对方腔内液态金属钠层流自然对流换热过程进行了数值模拟,着重分析了不同热边界条件下瑞利数对方腔自然对流换热过程的影响,得到了腔体局部换热系数分布特点及规律。结果表明,当瑞利数较大时,如大于103,瑞利数对方腔内液态金属钠自然对流换热过程的影响非常显著。随着瑞利数逐渐减小,无论是腔体侧边换热系数,还是腔体底边换热系数,均与纯导热情况下计算结果间的偏差逐渐减小,表明腔内换热机理逐渐以导热过程为主。     

竖直和水平圆管换热器在内热源液池内的两相换热特性

针对溶液堆整体模拟试验模型的结构尺寸和运行工况,建立了内热源液池内自然对流和鼓泡驱动同时作用下竖直和水平圆管换热器的两相流动和换热模型,进行了相应的数值模拟计算.数值计算得到不同加热强度和鼓泡流量下的对流换热性能,与相应试验结果进行了比较分析.利用相似理论和量纲分析,推导了内热源液池内两相流动换热的无因次准则关系式,根据数值计算结果总结出换热Nu数的经验关系式.最后,分析比较了竖直和水平圆管换热器的两相对流换热特性,为溶液堆内换热器设计和布置提供理论参考.     

大空间内底部弧形加热段自然对流传热特性研究

为准确预测安全壳上封头的自然对流换热特性以保证堆芯余热安全排出,设计了采用底部弧形加热段的矩形封腔自然对流装置,研究导热率对底部弧形加热段和封腔内流体温度分布的影响,并基于开源软件OpenFOAM,采用数值模拟方法对比分析2种湍流模型和3种湍流热通量模型的适用性。结果表明,流体沿弧形面的流动受边界层和绕流脱体强化现象的影响,局部自然对流换热强度从顶部向两端先减小后增大;材料热导率对弧形面的温度分布影响比较大,但对于加热段外的流体温度分布影响极小;经过对AFM模型进行修正,得到了更适用于实验条件的模型参数值,修正后的模型对流体速度场的模拟更为准确且在更高功率工况下也得到验证。本研究可为后续方案设计的有效性评价提供参考。      

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。     

压水堆自然循环比例模化基本方程及相似准则数的研究

在分析压水堆自然循环特性基础上,以漂移流模型作为两相流模型,从独立的单相和两相方程出发,通过无量纲化处理,获得一组相同的无量纲化方程组,从而获得能够适用于单相和两相的相似准则数.同时,对自然循环现象模拟的本质以及准则数的物理含义进行了分析说明,并就模拟初始数值的选择,流动不稳定性模拟、传热及临界热流密度模拟等方面进行了分析.     

低压稳定流动闪蒸过程空泡份额分布特性分析

以低压自然循环系统内产生的闪蒸现象为研究对象,对闪蒸驱动的稳定两相自然循环流动阶段的空泡份额变化规律进行分析,通过分析发现上升段入口流体温度及水箱液位高度都会对流动闪蒸汽化过程的规律产生影响,使得空泡份额径向和轴向分布不一样。通过分析,得出影响汽化过程的主要因素是流体过热度,可知减小上升段入口流体过热度,闪蒸起始点会下移,闪蒸两相段变长;随着闪蒸汽化的不断进行,流体过热度逐渐减小,轴向空泡份额先迅速增加而后逐渐变缓,径向空泡份额分布由“壁峰”型衍变成“核峰”型。然后,然后基于流体当地过热度变化,拟合给出了不同工况下轴向空泡份额计算关系式,与实验数据对比符合较好,相对误差在±15%以内。      

熔融池氧化物层自然对流的数值模拟

本文以BALI试验段为对象建模,对其中有内热源的湍流自然对流流体进行了二维数值模拟。模拟工况的瑞利数Ra高达10¹²～10¹⁵。流体的湍流运动用大涡模拟模型来捕捉。通过对下边界局部热流密度的面积加权积分,计算了三维下边界换热量。结果表明,Ra对流场、温度场与下边界局部热流密度分布均有显著影响。计算所得上下边界的Ra-Nu关系与试验结果符合较好。对不同物理机理导致的下边界热流密度分布规律进行了分析。     

安全壳卸压排放过程模化分析

针对大型非能动先进压水堆安全壳卸压排放过程中涉及的重要热工现象,采用系统性的关键现象识别及重要性分析方法,得到了大型非能动先进压水堆卸压排放过程中的现象过程识别与排序表(PIRT)。结果表明:排放管线及鼓泡器中对安全壳卸压排放过程影响程度较高的现象为临界和摩擦流、两相压降、几何尺寸及流动状态;乏燃料水池中对安全壳卸压排放过程影响程度较高的现象为冷凝、传热、几何尺寸、流体混合、不凝性气体及热分层。利用关键现象识别及重要性分析结果与现有缩放实验台架的搭建经验及研究结果,得到了安全壳卸压排放过程验证性试验装置搭建中应该遵循的相似准则,从而为安全壳卸压排放验证性试验装置的搭建提供设计基础和理论依据。     

有内热源的液池与管内流体的耦合传热

对均匀内热源溶液池内的自然对流及冷却盘管内强制对流的耦合传热过程进行了分析,建立了相应的三维物理数学模型,并采用有限容积法进行了数值求解.针对不同容积热源强度以及不同管内流速下溶池内自然对流与冷却管内流体的耦合传热过程进行了数值计算.计算得到的管内外流体对流换热系数以及溶液池与管内流体的总传热系数与理论值以及实验测试结果吻合较好,表明了本文所建立数学模型的正确性.研究结果揭示了溶液池内容积热源强度及管内流速对总传热系数有显著的影响.     

安全壳卸压排放过程模化分析

针对大型非能动先进压水堆安全壳卸压排放过程中涉及的重要热工现象，采用系统性的关键现象识别及重要性分析方法，得到了大型非能动先进压水堆卸压排放过程中的现象过程识别与排序表（PIRT）。结果表明：排放管线及鼓泡器中对安全壳卸压排放过程影响程度较高的现象为临界和摩擦流、两相压降、几何尺寸及流动状态；乏燃料水池中对安全壳卸压排放过程影响程度较高的现象为冷凝、传热、几何尺寸、流体混合、不凝性气体及热分层。利用关键现象识别及重要性分析结果与现有缩放实验台架的搭建经验及研究结果，得到了安全壳卸压排放过程验证性试验装置搭建中应该遵循的相似准则，从而为安全壳卸压排放验证性试验装置的搭建提供设计基础和理论依据。     

ACME台架全厂断电事故试验研究

为研究AP型非能动核电厂全厂断电事故下的运行特性,利用大型非能动堆芯冷却系统整体试验（ACME）台架开展了试验研究,分析了主要的试验进程和关键参数的变化特点。研究结果表明：ACME台架全厂断电试验的事故序列及试验现象与已有分析一致,符合预期,试验再现了AP型非能动核电厂全厂断电的事故进程;在整个事故过程中,稳压器水位升高,但未发生满溢,非能动余热排出（PRHR）系统换热功率可与衰变功率达到平衡,堆芯余热可有效载出;堆芯补水箱（CMT）和安全壳内置换料水箱（IRWST）初始条件对非能动余热排出阶段的事故进程具有重要影响,在1列CMT投入失效或IRWST异常等不利初始条件下,模化后的非能动堆芯冷却系统(PXS)仍可满足事故验收准则。     

先进核电厂自然对流RELAP5计算能力验证

第三代核电厂是国际上最新型的核电厂,设计上均加强非能动冷却机制的应用。非能动自然对流冷却技术在AP1000核电厂非能动堆芯冷却系统、非能动安全壳冷却系统以及ESBWR反应堆中均有应用。本文结合热工水力分析程序RELAP5/MOD3.3,建立自然对流回路模型,利用流体力学推导自然对流计算,同时分别比较验证轻水、氦气以及水的两相流等多种流体的RELAP5自然对流计算能力。结果分析显示自然对流能力随冷热源高度差以及流体冷热温差的增大而增大;通过与解析结果的比较发现,RELAP5能很好地模拟自然对流现象。在环路流体为单相水和两相水时,RELAP5模拟结果与解析结果基本一致,两种表征参数误差均能控制在5%左右;当环路流体为氦气时,RELAP5模拟误差稍大。     

反应堆堆内构件流致振动特性研究

以某新型工程试验堆为研究对象,采用试验分析与仿真计算相结合的手段探索该试验堆堆内构件流致振动特性。在流致振动试验中,根据相似准则建立了1/2的缩比试验模型,并在整体水力模拟台架上开展了100%额定流量工况下的堆内构件流致振动试验,测量了吊篮组件和二次支承组件在流体作用下的动力响应;根据吊篮组件和二次支承组件所受激励的不同,结合试验结果分别采用不同的计算方法得到了流体力作用下结构的动力响应,分别获得了100%额定流量工况下的最大应力值。     

一维自然循环比例分析的理论模型

整体性能试验研究是验证先进非能动压水堆核电站堆芯冷却系统设计有效性的核心技术,一回路系统两相自然循环热工水力特性比例分析是确定整体性能试验装置尺度的主要理论依据。以一维漂移流模型为基础,对整个一回路两相自然循环系统控制方程积分,并求得稳态解,由此获得了系统的流动条件。应用初始流动条件与边界条件,对两相自然循环系统控制方程直接无量纲化,最终得到了整体性能试验装置与实际非能动电站热工水力特性的相似准则。