喷淋液滴在中低压饱和蒸汽环境下传热特性研究

本文以喷淋液滴在中低压饱和蒸汽环境下传热特性为工程背景,分析液滴初始动力学参数、环境蒸汽参数对液滴与蒸汽间传热特性的影响。计算结果表明,不同液滴初始速度下单位质量换热量随时间变化趋势基本一致,初始速度越大,换热系数越高,单位质量换热量也越大,液滴表面温度和平均温度达到饱和蒸汽环境温度的时间越短;液滴直径对单位质量换热量随时间变化趋势影响较为显著,液滴直径越大,单位质量换热量随时间降低的趋势逐渐变缓,液滴表面温度和平均温度达到饱和蒸汽环境温度的时间越长;饱和蒸汽压力越大,液滴表面温度和平均温度上升越快,但不同蒸汽压力下液滴表面温度或平均温度达到饱和温度的时间基本一致;不同液滴初始温度时,液滴表面温度、平均温度、单位质量换热量随时间变化基本一致。计算结果有助于优化工程实际中喷淋系统的设计。     

应用比例分析方法分析安全壳内液滴传热传质特性

在核电厂的安全壳分析中,安全壳比例分析可用于安全壳冷却系统重要现象的确定和试验数据充分性的论证。本文以非能动核电厂为例,应用比例分析方法对安全壳内液滴进行传热传质特性分析,量化了核电厂液滴的传热传质特性对质量、能量和压力变化率（RPC）的影响。通过本比例分析,可确定具体安全壳冷却系统对安全壳压力响应的影响程度。     

喷淋液滴在空气环境下的运动特性

本文以喷淋液滴在空气环境下运动特性为工程背景,建立单个液滴在常温、常压空气环境中的动量方程,分析液滴沉降特性、追赶特性及运动轨迹行为。计算结果表明,不同喷淋液滴初始条件下,短时间内存在重力大于曳力和重力小于曳力两种情况,但最终减速液滴均会达到受力平衡状态;液滴离开喷淋头后,垂向位移均迅速增大,液滴粒径越大、初始速度越大,垂向位移增长的速率也越大,达到相同位移的用时越短;液滴尺寸、初始速度相差越大,液滴追赶所用的时间越短,追赶位移越小,液滴尺寸、初始速度越接近,液滴追赶所用的时间越长,追赶位移越大;液滴初始速度越大、初始直径越大、喷射角度越大,横向速度消失越慢,达到的横向位移越大,喷射液滴覆盖的面积也越大。计算结果有助于优化工程实际中喷淋系统的设计与布置。     

倾斜条件对喷淋液滴运动特性的影响

本文以倾斜条件下喷淋液滴在空气环境下运动特性为工程背景,建立倾斜条件下单个液滴在常温、常压空气环境中动量方程,分析倾斜角度、喷射角度、液滴直径、初始速度对液滴运动轨迹的影响机理。计算结果表明：液滴初始喷射角度为45°、倾斜角度为30°时,距初始位置垂向距离为50 m的中心剖面的横向跨度约为5.5 m;倾斜角度越大、液滴直径越小、液滴初始速度越小,液滴覆盖范围越小;液滴初始喷射角度越大、液滴直径越小、液滴速度越小,倾斜角度对液滴喷射覆盖范围的影响越小;倾斜角度对倾斜同向和反向的液滴运动轨迹的影响相对大小,与液滴初始喷射角度、液滴直径和初始速度密切相关。研究还表明,液滴离开喷淋头后,按照正向和负向最大位移运动的两个液滴,液滴直径对液滴横向位移由初始状态到最大值的时间影响十分显著,而初始速度、喷射角度和倾斜角度对其影响有限。     

熔融液滴在冷却剂中的运动特性实验

设计、建立了研究高温熔融液滴与冷却剂相互作用的可视化实验装置,通过高速摄影记录熔融液滴的下落过程,获得了下落小球运动过程曲线,重点考察了液滴温度和冷却剂温度对液滴-冷却剂界面作用过程的影响.结果表明,熔融液滴穿过气-水界面后,将首先经历一个速度骤降-回升过程,之后液滴作减速运动下落;当冷却水温度一定时,高温熔融液滴温度越高,熔融液滴入水后下落速度越快;当熔融液滴温度一定时,冷却水温度越高,熔融液滴入水后下落速度越快.     

基于蒙特卡罗模拟法的安全壳喷淋覆盖率计算方法研究

为建立安全壳喷淋覆盖率可靠、快速的计算方法,以对安全壳喷淋系统的设计研究提供新的辅助手段,本研究采用理论分析的方法,建立了基于蒙特卡罗模拟法的安全壳喷淋覆盖率计算模型。通过与基于计算机辅助设计（CAD）的安全壳喷淋覆盖率计算结果进行对比,验证基于蒙特卡罗喷淋覆盖率计算方法的适用性。结果表明,两种方法的计算误差在1%以内。因此,本研究建立的基于蒙特卡罗模拟法的安全壳喷淋覆盖率计算方法可靠且具有广泛适用性,对比CAD软件的喷淋覆盖率计算法,新的方法计算速度更快,人因错误率更低,有利于敏感性分析,可大幅提高安全壳喷淋系统设计能力。      

安全注入系统与安全壳喷淋系统早期互为备用事故策略研究

在大部分CPR1000堆型核电厂中,安全注入系统（RIS）和安全壳喷淋系统（EAS）的互为备用仅应用于大LOCA(Lossofcoolantaccident)事故工况后15天。阳江核电厂5号、6号机组进行了H4管线（安全注入系统和安全壳喷淋系统互为备用的连接管线）改进,将安全注入系统和安全壳喷淋系统的互为备用也可应用于中、小LOCA事故的早期工况。本文研究RIS系统和EAS系统早期互为备用在状态导向法事故运行程序SOP(StateOrientedProcedure)中的应用,结合基于H4管线改进的现实性事故分析,设计出中、小LOCA叠加H4工况（低压安注泵全部失去或喷淋泵全部失去）事故处理的策略及手段。     

小破口冷却剂丧失始发安全壳失效事故源项行为分析

采用一体化严重事故仿真程序对600MW压水堆核电厂小破口冷却剂丧失(SB-LOCA)始发安全壳隔离失效、安全壳早期失效和晚期失效三类事故的源项行为进行分析。分析结果表明:(1)由于沉积作用或残留在熔融物中,挥发类和非挥发类裂变产物相对于惰性气体类,释入环境份额较小;(2)事故进程中安全壳与环境之间较小的压差和安全壳较晚的失效时间,分别使得在安全壳隔离失效和晚期失效事故中裂变产物较为缓慢地释入环境;(3)安全壳早期失效事故中,在安全壳直接加热(DCH)现象发生后熔融物颗粒与安全壳大气换热过程中,从熔融物释出的挥发性与非挥发性裂变产物在安全壳失效后快速地释入环境。上述结论可为严重事故源项缓解措施研究、厂外后果评价以及应急策略制定提供技术支持。     

喷淋冷却条件下压水堆乏燃料换热特性研究

AP1000核电站首次设置了乏燃料喷淋冷却系统来防止极端事故下放射性物质的大量释放。针对喷淋冷却条件下乏燃料棒外下降液膜流动及换热特点,本文建立了乏燃料过冷液膜和饱和液膜下的换热模型,并形成Matlab软件计算乏燃料喷淋冷却的热工参数,最后对比分析不同喷淋流量下液膜厚度、液膜温度、液膜换热系数及包壳壁面温度的空间变化特性,并获得不同热流密度下乏燃料组件所需的最小喷淋流量。     

破口事故比例模拟中安全壳破口源项参数评估研究

采用基于破口总焓相似、强迫射流及浮力羽流流场相似及传热传质过程相似的多约束分析体系,归纳与质能源项相关的传热传质过程、耗散过程以及自然循环过程的时间尺度,确定模拟实验源项满足的各种模拟工况所必须遵循的设计约束条件。分析表明,自然循环过程时间常数是约束不同物理过程最重要的基础参数,也是模拟装置设计的基本约束参数。给出适用于确定安全壳破口源项试验参数的计算关系式,用于计算获得试验装置的几何参数和试验边界条件。     

核电厂一回路系统模拟实验设计与分析

研究核电站特定运行工况下,一回路系统传热流动的规律。应用Ishii模化方法模拟压水堆核电厂的一回路系统,设计出主泵与关联系统耦合实验回路的主要热工参数。同时,应用机理性程序对设计的实验回路进行分析。结果表明,基于Ishii模化方法设计的实验回路主要参数合理可行;模型可以研究反应堆原型事故运行瞬态工况下,一回路各系统间传热流动相互影响规律。     

高温液滴流辐射换热及蒸发特性

本文针对可应用于空间堆的矩形液滴辐射器（LDR）,研究其液滴流的辐射换热及蒸发特性。在传统的高温液滴流辐射换热模型的基础上,添加了液滴流蒸发模型,并将辐射换热模型与蒸发模型进行耦合,在该模型的基础上开发了高温液滴流辐射换热-蒸发特性分析程序LDFAC。将该程序的液滴层温度分布计算结果进行校核,其相对误差不超过1.9%。使用该程序对装载DC705硅油下不同光学厚度及长度的液滴层辐射换热蒸发特性进行了分析。结果表明：在液滴层的光学厚度较大的情况下,液滴层内部的温度分布非常不均匀,液滴层中心的温度没有显著降低,而液滴层接近外表面部分的温度下降较为明显;温度对LDR的系统寿命有着较大影响,温度每降低10 K,系统寿命可提高约450%,同时,液滴层光学厚度越大,系统寿命也越长。     

稳压器雾化液滴动力和传热特性数值分析

建立单颗粒球形液滴在饱和蒸汽相中的动力模型及其与饱和蒸汽之间的非稳态传热模型,并根据特性方程,用fortran语言编写计算机程序.对不同尺寸、不同初始速率、不同喷射角的球形液滴的动力参数和传热特性参数进行数值计算.计算结果表明,雾化液滴在饱和蒸汽相中的滞空时间取决于喷雾头与气液分界面之间的垂直距离;雾化液滴与饱和蒸汽之间的传热绝大部分在很短的时间内完成;雾化特性中喷射角和初始速率对液滴单位质量的换热量影响很小,液滴单位质量换热量由液滴初始尺寸决定.     

雾状钠火钠滴燃烧比率的模拟及应用

将雾状钠火中钠滴的燃烧分成预燃阶段和燃烧阶段,利用雾状钠火程序计算得到钠滴燃烧比率和时间的关系曲线,分别用幂函数、指数函数和线性函数对曲线进行拟合,拟合效果较好。拟合函数中包含钠滴下落时间和钠滴最大燃烧比率等参数,这些参数可通过钠滴下落燃烧试验或雾状钠火程序计算得到。通过推导得到了雾状钠火燃烧和单个钠滴燃烧的关系,钠滴燃烧比率的拟合函数被用来模拟雾状钠火燃烧的过程,包括用于计算已燃烧的钠质量、空气中未燃烧的钠质量、进入钠池的钠质量和雾状钠火的燃烧速率。当雾状钠火燃烧过程中钠泄漏流量恒定不变时,空气中未燃烧的钠质量和钠泄漏流量呈正比,雾状钠火的燃烧速率和钠泄漏流量呈正比。雾状钠火的燃烧速率和钠火造成的事故工艺间内的温度与压力变化直接相关。雾状钠火的燃烧速率被用来求解钠气溶胶的生成速率、钠燃烧火焰层和空气之间的传热、钠燃烧火焰层和墙壁之间的传热。总之,使用简单的函数模拟钠滴的燃烧比率曲线,将雾状钠火燃烧当成事故工艺间的热源和钠气溶胶源作为输入,便可模拟雾状钠火的整个燃烧过程,计算得到工艺间温度、压力和钠气溶胶浓度的变化。钠滴的燃烧比率曲线、雾状钠火的燃烧速率曲线还可与试验数据进行对比验证后作为雾状钠火模拟的输入,这种模拟方法可用于钠火事故安全分析中雾状钠火的模拟。     

秦山核电厂在假想失水事故工况下放射性碘的辐照后果预测

本文根据压水堆假想失水事故工况下放射性碘在安全壳中的转移和向大气环境扩散的计算模型,编制了计算程序SRIC,并用该程序对秦山核电厂最大假想失水事故短期内由放射性碘所引起的辐照后果进行了预测计算。     

核电厂安全壳地震概率风险评估

地震概率风险评估可分别基于地震风险解析函数和风险卷积函数实现。本文推导了地震风险解析函数,分析了地震风险解析函数蕴含的两个基本假设和两个近似,分别基于地震风险解析函数和风险卷积函数计算了我国某核电厂安全壳地震风险。结果表明：采用幂指数函数近似地震危险性极值Ⅱ型分布对风险结果无影响;对于算例厂址,地震风险解析函数中KH和kⅠ为常数的近似会高估核电厂安全壳面临的地震风险;我国核电厂安全壳结构地震风险较低,具有较大安全裕量。建议采用地震风险解析函数初步评估我国核电厂安全壳地震风险。     

先进压水堆核电站氢气风险分析

核电厂在严重事故期间会产生大量氢气并释放到安全壳内,威胁安全壳的完整性。应用氢气风险分析程序GASFLOW对先进压水堆核电站在大破口失水事故叠加应急堆芯冷却系统失效导致的严重事故期间的氢气行为及风险进行分析。结果表明,当气体释放源位于蒸汽发生器隔间时,氢气流动的主要路径为"蒸汽发生器隔间—穹顶空间—操作平台以下隔间";破口隔间的氢气体积浓度分布与源项氢气体积浓度及射流形态有关,非破口区域的氢气体积浓度呈层状分布,在扩散作用下,层状分布向下推移;蒸汽发生器隔间存在着火焰加速(FA)的可能性,但基本可排除燃爆转变(DDT)的可能性,穹顶区域基本可排除FA和DDT的可能性。     

核电厂严重事故后安全壳压力的测量方法

在核电厂设计早期,安全壳大气监测系统仅考虑了设计基准事故。而与设计基准事故相比,在严重事故工况下的安全壳内压力会有较大增长,现有的安全壳压力测量仪表不能满足严重事故工况下对安全壳压力的监测。为采取有效的事故缓解对策,需考虑严重事故下的安全壳压力监视措施。目前的技术条件下,在安全壳外增设一个安全壳压力测量通道用于严重事故后的安全壳压力测量是一可考虑的方案。大亚湾核电厂实施了这种改进。通过此改进,可推迟严重事故时安全壳的排放时间,提高核电厂的安全水平。经论证,这种方案是安全和可行的。