气泡尺寸对气溶胶水洗效果计算的影响

气溶胶水洗是核电厂严重事故下放射性源项分析的重要环节,气泡尺寸的确定对于合理评估气溶胶水洗效果非常关键。通过构建气溶胶水洗计算模型,选用气泡平均直径关系式预测水洗过程上升区的稳定气泡尺寸,对采用不同注气装置的LACE-Espana以及ACE(Abnormal Conditions and Events)水洗实验典型工况进行模拟分析,探究气泡尺寸对气溶胶水洗净化系数(Decontamination Factor,DF)计算的影响。对比结果表明:采用Akita关系式预测的气泡直径计算所获得的DF更接近实验结果,DF随气泡尺寸的减小而显著增大。     

气溶胶水洗过滤效率实验研究

AP系列核电厂,在严重事故下采用乏池水洗作为应对安全壳超压失效的重要措施之一,能够显著减小放射性物质向环境的释放,因此,为了评估事故的放射性后果,有必要解明水洗现象和规律.本文建立了气溶胶水洗实验装置,使用TiO2作为模拟气溶胶,通过粒径谱仪测定了水洗前后的气溶胶浓度.实验分别研究了粒径、载气流量、淹没深度及不同鼓泡器...     

低流速排放下气溶胶水洗模型

在发生核电厂严重事故时,乏池水洗作为放射性气溶胶去除的手段之一,应用于先进非能动压水堆中。为评估气溶胶水洗效果,本文建立了蒸汽冷凝、惯性碰撞、重力沉降、离心沉积和布朗扩散等典型气溶胶去除机制模型,同时考虑了可溶性气溶胶颗粒增大现象,采用FORTRAN语言实现了气溶胶水洗效果分析程序。通过构建LACE Espana实验装置分析模型,模拟了3种典型低流速工况,并开展了气溶胶粒径、蒸汽份额以及淹没深度等关键因素的影响分析。结果表明：水洗净化系数（DF）计算值与实验结果的符合程度合理,模型有效性得到初步验证;DF随气溶胶粒径、蒸汽份额以及淹没深度的增大而增大,可溶性气溶胶颗粒增大将显著提高DF。     

含不凝性气体蒸汽浸没射流冷凝压力振荡实验研究

实验研究了不凝性气体（空气）含量、水温和蒸汽质量流速对蒸汽浸没射流冷凝压力振荡特性的影响,实验工况横跨冷凝振荡（CO）区和稳定冷凝（SC）区。结果表明：对于纯蒸汽射流,压力振荡主频随水温的升高而降低,振荡强度随水温的升高而升高;在CO区,振荡主频和振荡强度均随蒸汽质量流速的升高而升高;在SC区,振荡主频随蒸汽质量流速的升高而降低,振荡强度基本上不随蒸汽质量流速的变化而发生改变;对于含空气射流,随空气质量分数的增加,振荡主频总体呈下降趋势,振荡强度先迅速下降后小幅上升,在空气质量分数为0.05～0.1区域内振荡主频和振荡强度均存在极小值。     

纯蒸汽在竖直管内非完全冷凝换热特性的实验研究

为研究纯蒸汽在竖直管内非完全冷凝的换热特性,使用内径为25 mm的换热管进行实验,入口压力为0.1～0.3 MPa,蒸汽质量流速为12～70 kg/(m²·s)。研究了入口压力、质量流速和质量含气率对管内平均和局部冷凝换热系数的影响,判别了冷凝过程中液膜流态,分析了液膜湍流度和液滴夹带对竖直管内冷凝换热的影响。结果表明：冷凝换热系数随着质量流速和质量含气率的增大而增大,竖直管的冷凝换热系数随着入口压力的升高而降低。实验中的液膜流型主要在过渡流区间,液滴夹带的发生使局部冷凝换热系数提高。对比4种环状流冷凝换热关系式计算结果发现,Shah的经验关系式基本偏差在±30%以内,平均绝对偏差(MAD)为18.91%。基于实验数据提出的经验关系式,其计算值和实验值基本偏差在±10%以内。     

小冷凝速率下亚微米气溶胶自然沉积实验研究

为了研究小型反应堆在事故后亚微米气溶胶自然沉积行为,自主搭建了实验平台并开展了小冷凝速率下的相关实验。研究中发现蒸汽份额的提升对气溶胶基础的重力沉降过程存在促进作用,压力提升存在抑制作用;泳动去除机制的贡献占比随着蒸汽冷凝速率的提升而增加;冷凝速率较小时,热泳沉积机制在泳动去除机制中的占比可忽略不计;扩散泳S/W模型的适用性提高至385 K,当蒸汽密度和压力再增加时,实验所得亚微米气溶胶的扩散泳沉降速率高于S/W模型预测结果,根据蒸汽冷凝相关理论提出了修正系数。吸湿性气溶胶更容易在蒸汽冷凝条件下被扩散蒸汽夹带去除,3种扩散泳计算模型均无法准确预测吸湿性气溶胶的沉降过程。     

振荡区下蒸汽冷凝过程的热工水力模型建立及验证

蒸汽射流冷凝过程具有强烈的凝结换热能力,广泛应用于先进非能动反应堆安全系统中,但该过程会产生强烈的压力振荡现象。为研究蒸汽浸没射流冷凝振荡现象的本质,从基本守恒方程式出发,建立了气泡边界层质量交换模型、气泡控制方程模型、气泡内蒸汽压力计算模型、水池中任意位置处压力计算模型等关键模型,构建了模拟水池中蒸汽气泡冷凝振荡过程的热工水力模型。运用建立的气泡半径和水池内压力的计算模型获取气泡半径和压力随时间变化的规律,并与Chun实验和Fukuda实验的实验数据进行比对,验证了模型的有效性,为后续开展冷凝振荡机理研究打下理论基础。     

含不凝性气体的蒸汽冷凝传热实验研究

对含不凝性气体的蒸汽在竖直圆管外表面冷凝传热进行实验研究,分析过冷度、压力、不凝性气体质量分数以及氦气占比对蒸汽冷凝换热的影响,给出冷凝传热过程中的经验关联式并同经典公式进行对比。结果表明:在压力不变的条件下,壁面过冷度同冷凝传热系数的变化趋势相反;实验范围内,未发生氦气分层现象;所得到的经验关联式具有更广的适用范围,且其与实验值的误差在±20%以内。     

含不凝性气体的蒸汽冷凝传热实验研究

对含不凝性气体的蒸汽在竖直圆管外表面冷凝传热进行实验研究,分析过冷度、压力、不凝性气体质量分数以及氦气占比对蒸汽冷凝换热的影响,给出冷凝传热过程中的经验关联式并同经典公式进行对比。结果表明:在压力不变的条件下,壁面过冷度同冷凝传热系数的变化趋势相反;实验范围内,未发生氦气分层现象;所得到的经验关联式具有更广的适用范围,且其与实验值的误差在±20%以内。     

冷凝冲刷条件下壁面气溶胶去除特性实验研究

核反应堆发生放射性泄漏的严重事故后,弥散在安全壳气相空间的放射性气溶胶等物质会在墙壁、设备表面或地面等位置沉积。蒸汽冷凝液的冲刷去除是沉积放射性气溶胶颗粒离开壁面并再次迁移的主要途径之一,掌握沉积气溶胶颗粒的去除迁移规律,对于核事故后的放射性分析评价有重要意义。本文针对冷凝环境下壁面沉积的不可溶气溶胶去除特性展开实验研究,通过测量冲刷去除的气溶胶质量变化,探究壁面倾斜角度、冷凝速率和沉积密度等变量对气溶胶颗粒去除特性的影响,总结了不同工况环境下的沉积气溶胶的质量去除规律及去除份额。本研究可为放射性气溶胶迁移模型验证及优化提供支持。     

液池内气溶胶对孔板鼓泡体积影响的实验研究

液池内的孔板鼓泡是安全壳内气体过滤排放过程中的重要现象。过滤过程中,孔板鼓泡体积直接影响气泡的上升速度与气液接触面积,因此是影响过滤器过滤效率的重要参数之一。随着过滤的进行,液池内滞留的气溶胶可能成为孔板鼓泡体积的影响因素之一。本文采用可视化实验,对含BaSO₄和TiO₂气溶胶液池内的孔板鼓泡过程进行研究,观察和分析孔板鼓泡体积的变化规律,进而获取气溶胶对孔板鼓泡体积的影响机制。研究表明,高温液池和TiO₂会使得生成气泡体积增加,添加BaSO₄的影响并不明显,实验还发现了生成气泡顶部含“小气腔”的情况,表面张力及“小气腔”的变化是气泡体积改变的主要机制。      

竖直矩形窄缝通道内静水条件下气泡运动特性实验研究

基于图像自动识别方法对矩形窄缝通道(2 mm×60 mm×790 mm)内常温常压静态流体中的气泡运动特性进行可视化实验研究,获得不同气泡当量直径对应的气泡形态和运动速度;定量分析气泡运动速度与气泡当量直径间的关系,并基于本研究获得的实验数据对现有关于气泡运动速度的预测关系式进行定量评价。     

不同流道间隙下矩形通道临界热流密度的实验研究

在氟利昂工质条件下,进行1~3 mm间隙的矩形通道临界热流密度(CHF)的实验研究。研究发现,在1~3 mm间隙的矩形通道内,随着压力的升高,CHF稍有下降;质量流速对CHF的影响呈非单调关系,在低含汽率区随着质量流速的增大,CHF增大;在高含汽率区,随着质量流速的增大,CHF减小;临界含汽量的增加导致CHF明显降低。综合分析表明,在本实验工况参数范围内,流道间隙范围为1~3 mm的矩形通道在相同的工况参数条件下,其CHF基本不受流道间隙的影响。     

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。      

文丘里气泡发生器内气液两相流流型及压降实验研究

针对一类文丘里气泡发生器内气液两相流动的流型及压降开展了实验研究。通过可视化实验观测区分了气泡发生器内3种基本流型,包括泡状流、弹状流和柱状流。实验发现,随着两相流从弹状流转变为柱状流,气泡发生器内压降迅速增大。通过对压力信号的时频分析,证明气泡发生器出口位置最有利于压力信号的在线监测。从压力信号中提取了与流型转变紧密相关的概率密度函数相对峰度和功率谱密度差异系数,并分别应用于弹状流-柱状流和泡状流-弹状流流型转变的识别。由于已有的压降模型无法准确预测文丘里气泡发生器的整体压降,为此本研究提出了新的压降预测方法。新关联式考虑了气泡发生器内部分单液相流过程以及流型转变对压降预测的影响,预测值与实验测量结果吻合较好,相对均方根偏差约为10.74%。     

不稳定条件下水平管单相水流动阻力特性实验研究

针对不稳定流动（脉动流）条件下的实时阻力特性进行了实验研究。研究表明：脉动流造成了摩擦压降特性的改变,摩擦压降随流动波动而波动,且二者存在相位差。分析可知,加速度对摩擦压降产生较大影响,相同大小的流速和加速度下,加速度方向不同时,摩擦压降也不同,加速度为正时,摩擦压降较大,加速度为负时,摩擦压降较小,加速度为0时,摩擦压降为唯一值。在理论分析的基础上,拟合了适用于脉动流条件下的实时摩擦压降计算关系式,拟合结果和实验结果符合良好。     

自然循环条件下蒸汽发生器U型传热管倒流分布特性的实验研究

在自然循环工况下蒸汽发生器一次侧入口流量为0.4~0.7 kg/s的参数范围内,开展了蒸汽发生器U型传热管倒流特性实验。针对9种不同长度的U型传热管,分别设置9个倒流监测点,获得了倒流在不同长度U型管中的分布特性。基于传热管压降实测数据和守恒原理,获得了蒸汽发生器一次侧的倒流总流量以及倒流U型管的数目。结果表明,在本实验参数范围内,约有61%的U型管发生倒流,使传热管正向流通面积减小为原来的39%。倒流同时导致正流流量增加60%,与不发生倒流的情况相比,U型管平均流速增大4.2倍。      

通道尺寸对竖直向上气-水两相流流型影响实验研究

本文以空气和水为工质,对竖直向上矩形通道(40 mm×1.41 mm,40 mm×10 mm)和圆形通道(D=25 mm)内的两相流流型特性进行了可视化研究。气液两相的表观速度分别为：0.03～24.71 m/s和0.03～3.73 m/s。3个实验段内均出现了泡状流、弹状流、搅混流和环状流4种流型,40 mm×10 mm和圆形通道中流型特征较为接近,与40 mm×1.41 mm通道中流型相比存在明显差别。此外,绘制出了3种通道详细的流型图。对比结果显示,矩形通道窄边宽度对流型转变有显著的影响,随着矩形通道窄边宽度的增加,其流型转变边界更加趋近于圆形通道。     

自然循环条件下倒U型管蒸汽发生器一次侧倒流现象关键影响因素研究

倒U型管蒸汽发生器（UTSG）在自然循环条件下存在倒流现象,影响一回路冷却剂系统载热能力及自然循环能力。本文参照芬兰压水堆热工实验装置（PWR PACTEL）中UTSG设计参数,利用计算流体力学（CFD）软件Fluent模拟流量匀速下降工况下UTSG中的倒流现象,研究一次侧运行参数、UTSG设计参数以及二次侧运行参数对于倒流现象的影响。结果表明,提高UTSG一次侧温度、一次侧运行压力、倒U型管热导率将增大UTSG的临界质量流量,使得UTSG更易发生倒流;提高UTSG二次侧给水量、二次侧温度以及倒U型管内壁粗糙度将使得UTSG临界质量流量下降,抑制倒流现象发生;而倒U型管壁厚对倒流现象几乎无影响;相较于改变二回路温度,改变一回路温度对于倒流现象的影响更为显著。本研究结果可为UTSG的参数优化提供一定参考。      

低压下两相自然循环流动不稳定性的实验研究──（Ⅱ）影响因素的研究

通过对低压下不同工况系统实验研究，总结了包括系统压力、进口过冷度、加热段进出口阻力、加热段管径等对流动不稳定的影响，并对实验数据进行了综合，得出了一个无量纲关系式。