气空间可压缩性对两相流动系统稳定性的影响

实验研究了反应堆一回路上方气体空间可压缩性对反应堆一回路自然循环两相流流动稳定性的影响。通过发迹液位的办法改变一回路中气空间占整个回路的体积比，得到了不同体积比条件下，流量振幅与加热段入口过冷度的关系。     

压力对低干度自然循环流动特性的影响

低温核供热反应堆的设计研究和开发，促进了低压，低士度自然循环流系统中汽水两相混合物流动稳定性的研究。本文论述了在ＨＲＴＬ－２００热工水力学实验回路上，以水为工质，在加热功率为１３１ｋＷ，加热段入口流动阻力因数为２５，冷却剂入口欠热度为５－８０℃的条件下，针对系统压力变化对流动特性的影响所进行的实验研究。     

两相流动稳定性的系统辨识

叙述了用相关分析系统辨识方法判别两相流动不稳定性的原理、实验方法及测试结果。该方法将信息科学中的系统稳定和系统辨识理论应用于热物理科学中的两相流稳定性研究，发展了新概念的两相流稳定性实验技术和方法。该方法使得在稳定工况下判别两相流系统的不稳定边界和稳定裕度成为可能。实验是在低温堆热工水力学模拟实验系统ＨＲＴＬ－５上进行的，实验中以加热功率的逆重复伪随机序列做为输入信号源，系统流量作为响应函数，用相关分析研究了两相流动系统自然循环的稳定性和稳定裕度。实验结果证明系统辨识方法判别两相流动稳定性是成功的。该实验结果对确立两相流动态数学模型，验证理论模型对稳定边界的判别提供了基础数据。对发展系统分析和状态监视方法，对建立工程系统中两相流不稳定性预报方法具有一定学术和实用参考价值。     

低压,低干度自然循环系统两相流动特性

在大型热工水力学实验回路ＨＲＴＬ－２００上，以水为工质，在压力１．０￣４．０ＭＰａ加热功率２７￣２４０ｋＷ，入口欠热度５￣８０℃，加热段出口质量含汽率小于５％的实验参数范围，研究了系统压力，加热功率，冷却剂入口过冷度及人口阻力等对低压，低干度自然循环系统的两相流稳定流动及不稳定流动特性的影响。实验结果表明上述参数对循环流量，流动稳定区及流动振荡特性均具有影响。所进行的实验研究，参数范围包括了２００     

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。     

低压低含汽量自然循环两相流稳定性理论研究

利用稳定性实验回路的实验结果校核了 RETRAN-02,NUFREQ 程序和一简单无因次准则判据的适用性和可靠性,研究了低压低含汽量自然循环系统稳定性的规律及其影响因素。在此基础上预测了5MW THR 微沸运行工况的两相流稳定性。     

低压低干度自然循环汽水两相流流量振荡特性

实验研究了低压低干度汽水两相混合物在自然循环条件下产生密度波不稳定性时的流量振荡特性。实验在大型热工水力学实验回路ＨＲＴＬ－２００上以水为工质进行，压力为１．０－４．０ＭＰａ，加热功率为２７－１９０ｋＷ，人口欠热度为５－８０℃，加热段出口质量含汽率小于５％，实验参数范围包括２００ＭＷ核供热堆微沸腾工况运行的参数。获得了有关自然循环流量振荡模式、相对振幅、振荡周期等振荡特性参数随系统压力，加热功率和     

5MW THR模拟启动实验研究

介绍了5MW THR 启动过程的实验研究结果,描述了两相流稳定性对低压自然循环反应堆启动的影响,提出了沸水启动要经过压水启动和压水向沸水转换两个过程来实现。     

自然循环回路失水闪蒸时的流动和传热试验研究

研究是在５ＭＷ核供热反应堆的模拟试验台架ＨＴＲＬ－５完成的，经研究，给出了小破口失水闪蒸过程中回路内压力，温度、空泡份额、循环流量等重要参数的变化规律，揭示了闪蒸过程的两个阶段，给出了换热系数的实验结果，结果表明小破口失水过程由于闪蒸改善了自然循环和传热情况，使无件棒温度保持在较低水平，不会烧毁。     

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。     

自然循环流量漂移伴随动态振荡的机理分析

在 5MW核供热堆试验回路HRTL 5上观察到了一定条件下系统发生的静态流量漂移并同时伴随动态流量振荡的现象。本文在实验基础上 ,研究了流量漂移的发生、发展和向动态振荡演变的过程 ,以及欠热沸腾、冷凝、闪蒸在此过程中的作用机理。分析结果表明 :1 )自然循环流量漂移是一个长热工过程 ,动态振荡可发生在静态漂移过程中 ;2 )在流量漂移的过程中 ,先是欠热沸腾和冷凝占主导地位 ,然后渐变为闪蒸占主导地位 ,最终表现为自持振荡形式 ;3)最终的自持振荡主要表现为密度波振荡 ,又具备喷泉不稳定的特征。     

低压低干度自然循环流量漂移分析

在 5MW核供热堆全尺寸全参数模拟试验回路HRTL 5上进行的实验中 ,观察到在一定条件下系统发生静态流量漂移的同时 ,伴随动态流量振荡。本文总结了HRTL 5模拟试验回路上的实验研究结果 ,分析了低压低干度自然循环系统的特点、欠热沸腾和闪蒸的作用机理 ,较完整地描述了自然循环流量漂移的整个过程。分析结果表明 :1 )在自然循环系统中 ,欠热沸腾和闪蒸对流动稳定性具有重要作用 ;2 )自然循环流量漂移是一个长热工过程 ,动态振荡也可以发生在静态流量漂移过程中 ;3 )在静态流量漂移的发生、发展并向动态振荡转变的过程中 ,先是欠热沸腾占主导地位 ,然后逐渐转变为闪蒸占主导地位 ,最后主要表现为密度波振荡的形式。自然循环流量漂移对 5MW堆的设计、安全分析以及升级开发具有重要价值。     

轻水堆两相流机理研究的若干关键问题、现状与发展前沿

两相流是轻水堆热工水力的重要研究主题。正常工况和事故工况下的两相流流动和传热特性关乎核反应堆系统的安全性和经济性。在流动过程中相界面结构不断发生演化,同时两相之间存在着复杂的动量和质量、能量传递,这使得两相流动成为最复杂的流动现象之一。本文回顾了反应堆两相流的发展历程,重申了领域内的若干关键问题,总结各个问题的研究现状,并展望领域研究前景、提出学科发展建议。     

5MW低温供热反应堆微沸腾运行启动可行性研究

文章用RETRAN-02程序,对清华大学核能技术研究所设计和建造的5MW低温供热堆的微沸运行启动方式进行了较为系统的研究;分析了控制反应性引入速率、主回路蒸汽冷凝量大小及主回路对外总传热量的大小对启动稳定性的影响。结果表明,在一种新颖的启动方式下,只要对反应堆的某些特定参数作适当的实时控制,反应堆就能从单相向两相微沸运行方式稳定过渡。     

失水事故排放过程中的不稳定性

叙述了低温供热堆发生上空腔小破口失水事故后，自然循环系统的不稳定性，揭示了在排放过程中，由于冷却剂闪蒸现象引起的系统两相流不稳定性，以及在排放不同阶段中流量振荡特性。     

NHR—200堆芯旁通区三维流动传热数值分析

应用三维CFD软件PHOENICS－3．2,计算了200MW低温供热堆（NHR－200）堆芯旁通区及上腔室的流场和温场。分析了在堆芯与围板间的乏燃料存放区上端不同档板布置方案下的流场和温场,并考虑了旁通流量的影响。自然对流对流场和温场的影响不大,不会改变主流方向。在计算区域内,除主流外,还有由堆芯旁通区的下部流通面积突扩造成的一回流区及上腔室堆芯出口流通面积突扩和自然对流而形成的一大回流区。加挡板可阻挡上部大回流区对堆芯旁通区的影响,降低堆芯旁通区流体温度的变化。     

扩容蒸发器在船用核动力装置中的应用

由于舰船上空间的限制和机动性的要求 ,须对系统作进一步简化。用扩容蒸发器来代替传统的蒸汽发生器 ,不但使供热堆系统得到了极大的简化 ,而且系统的安全性和可靠性也得到了提高 ,比较适合用作舰船上的小型核动力装置。     

AP1000核主泵排气过渡工况下瞬态流动特性研究

为了研究核主泵在排气过渡工况下的气液两相流瞬态流动特性,基于非均相流模型,采用CFX软件对核主泵排气过渡工况进行瞬态数值模拟,通过分析叶轮、导叶流道内的压力脉动、涡量变化及速度分布,得到了排气过渡过程的流动变化规律。研究结果表明：气液两相工况下,叶轮各流道内气相、液相的不均匀分布及两相之间的滑移作用,导致叶轮径向力产生大幅度波动;核主泵采用的扭曲型径向导叶,在进口含气率较高的工况下,其流道内易产生气泡堆积现象,使过流面积减小,产生较大的能量损失;核主泵类球形蜗壳的对称性结构,使左侧类隔舌部位出现低流速区,堵塞了部分出口流道,这也是核主泵排气过渡工况运行不稳定的重要原因。