基于低压过冷流动沸腾临界热流密度数据评价各种公式、模型及95 CHF表

以低压过冷流动沸腾的临界热流密度 (CHF)的实验数据为基础 ,对典型的CHF计算公式、模型及 95CHF表作了评价。所用数据共 2 37点 ,范围如下 :压力 0 1 3～ 1 92MPa;速度 1 4 7～2 2 32m/s;出口过冷度 6 2～ 1 0 8 7K ;加热长度 2 5 5～ 40 0mm ;管径 5 1 7～ 1 6 0mm。     

纳米流体饱和池沸腾传热及CHF模型研究

纳米流体传热是一种新兴的换热方式,目前研究多集中在单相研究领域,而纳米流体沸腾传热特性的相关研究较少。本文采用热通量拆分方法,将壁面传热分为4种模型(微液层蒸发、气泡脱离前的瞬态导热、气泡脱离后的瞬态导热以及微对流换热),对这4种模型的传热量分别进行计算,结合壁面核化中心密度等参数,计算了壁面平均传热系数和CHF。结果表明,本文计算结果与国际上已发表的实验数据符合较好,充分验证了所建立模型的合理性。     

适用于新型PWR燃料组件的CHF关系式的开发及应用

以中国核动力研究设计院（NPIC）的棒束临界热流密度（CHF）实验数据为依据，基于具有自主知识产权的子通道分析程序CORTH，采用最小偏离泡核沸腾比（DNBR）点法开发了适用于新型压水堆（PWR）燃料组件的CHF关系式（CF-DRW关系式）并对其进行了应用分析。典型事故分析结果表明，采用CF-DRW关系式的计算结果相比FC-2000关系式具有相当或者更大的热工裕量。      

摇摆对常压水临界热流密度(CHF)影响实验讲究

摇摆对常压水临界热流密度（ＣＨＦ）影响实验讲究庞凤阁，高璞珍，王兆祥，彭敏俊，丁洪河，许岷（哈尔滨工程大学）关键词临界热流密度（ＣＨＦ），摇摆，强迫循环１引言临界热流密度（ＣＨＦ）是指沸腾传热过程发生急剧恶化时的热流密度，在水冷反应堆中，ＣＨＦ是一个...     

竖直环形通道内过渡沸腾传热实验研究

用热块技术对低压、低质量流速下垂直环形通道中水的过渡沸腾传热进行实验研究，实验范围是：压力Ｐ＝２．５－１０．９ｂａｒ，质量流速Ｇ＝７４．２－２２３．９ｋｇ／ｍ２ｓ，进口过冷度△Ｔｓｕｂ＝５．５－３２．４℃。用一维和二维模型对实验数据分析处理，得到许多不同工况下的过渡沸腾曲线，并对影响过渡沸腾传热的主要因素进行了分析。实验发现，管壁的热流密度值在过渡沸腾区域有较大波动，表明过渡沸腾这种传热方式所固有的不稳定性。得到了一个预测过渡沸腾传热的公式，并和其他关系式进行了比较。     

HFE-7100工质稳态临界沸腾传热实验研究

池沸腾临界热通量是沸腾相变传热的重要参数,决定了相变换热器件的推广应用。表面粗糙度和饱和压力对沸腾传热边界层分布、表面铺展润湿及工质动力学特性具有重要影响,进而对临界热通量作用显著。本文对HFE-7100工质在4种不同粗糙度的铜基表面（0.019、0.205、0.311和0.587 μm）条件及在不同饱和压力（0.07、0.10、0.15及0.20 MPa）工况下的池沸腾稳态临界状态下的传热及可视化实验进行了研究。对表面粗糙度及饱和压力对稳态临界沸腾的影响机制进行了分析,并考察了临界热通量预测模型对临界热通量的预测准确性。可视化研究表明,临界状态下的沸腾气液两相工质由小气泡、大气泡、气柱及蘑菇状气团组成,而在过渡状态下,沸腾表面会形成非平滑气膜,并不断分离出气泡。同时传热数据表明,表面粗糙度及饱和压力的增加能使表面临界热通量得到提升。相比而言,Bailey等建立的临界热通量预测模型能相对准确地预测HFE-7100工质沸腾临界热通量数据。为进一步提升预测准确度,建立了临界热通量无因次参数K预测经验关联式,其预测值与本实验及文献实验数据吻合较好。     

氧化和工质中添加剂对SA508钢CHF影响的实验研究

在核电事故中当堆芯熔融物落入反应堆压力容器（RPV）下封头时,如果实际热流密度超过RPV的临界热流密度（CHF）,RPV将会被熔穿,造成事故的进一步扩大。为研究RPV在氧化条件下和有添加剂的工质中的CHF特性,采用池沸腾实验方法,以去离子水为工质,研究了RPV常用材料SA508钢经高温预氧化、7次池沸腾传热实验氧化后的CHF特性以及工质中添加剂对其CHF的影响。结果表明：在625 ℃下预氧化8 h后,SA508钢表面产生的较薄氧化层能增加传热面积、表面粗糙度和亲水性,从而提高CHF;随着池沸腾实验次数的增加,SA508钢表面的氧化腐蚀和颗粒沉积程度增加,CHF先增加后降低;0.4%硼酸（BA）、0.5%磷酸三钠（TSP）溶液和两者的混合溶液均有利于CHF的提升,但强化机理有所不同：BA会加速SA508钢表面的腐蚀并改善亲水性;TSP可降低表面张力使表面获得超亲水性;BA和TSP的混合溶液会形成一层沉积物使表面获得超亲水性。     

氧化和工质中添加剂对SA508钢CHF影响的实验研究

在核电事故中当堆芯熔融物落入反应堆压力容器(RPV)下封头时,如果实际热流密度超过RPV的临界热流密度(CHF),RPV将会被熔穿,造成事故的进一步扩大。为研究RPV在氧化条件下和有添加剂的工质中的CHF特性,采用池沸腾实验方法,以去离子水为工质,研究了RPV常用材料SA508钢经高温预氧化、7次池沸腾传热实验氧化后的CHF特性以及工质中添加剂对其CHF的影响。结果表明：在625℃下预氧化8 h后,SA508钢表面产生的较薄氧化层能增加传热面积、表面粗糙度和亲水性,从而提高CHF;随着池沸腾实验次数的增加,SA508钢表面的氧化腐蚀和颗粒沉积程度增加,CHF先增加后降低;0.4%硼酸(BA)、0.5%磷酸三钠(TSP)溶液和两者的混合溶液均有利于CHF的提升,但强化机理有所不同：BA会加速SA508钢表面的腐蚀并改善亲水性;TSP可降低表面张力使表面获得超亲水性;BA和TSP的混合溶液会形成一层沉积物使表面获得超亲水性。     

压水堆燃料组件方形定位格架结构设计、工艺特点和性能评价

定位格架是压水堆燃料组件的重要部件,其设计优劣直接影响到反应堆的经济性和安全性。方形定位格架设计与研究历时八年之久,先后设计出几种结构形式的定位格架。热工、水力和力学等堆内外试验证明,其中一些结构形式的定位格架基本满足设计要求,在定位格架上方设置交混翼,使热工性能明显改善,与无交混翼格架相比,临界热流密度提高20%以上,这些定位格架均可以在工程上使用。     

氧化铝纳米流体增强球形下封头IVR能力边际研究

为评价氧化铝纳米流体相对于纯水工质对球形下封头熔融物滞留（IVR）能力边际的拓展程度,采用基于气泡力平衡的氧化铝纳米流体临界热流密度（CHF）机理模型和壁面热通量拆分CHF模型计算球形下封头外表面纳米流体CHF。利用熔融物堆内滞留分析软件CISER开展衰变热分布抽样计算,得到下封头壁面CHF随倾角变化的随机分布,并将其与纳米流体CHF模型的理论值相比,以CHF比值小于1作为IVR成功准则,研判纳米流体对IVR能力边际拓展的影响程度。研究结果表明,若不对下封头内外传热构成采取任何优化措施,仅采用纳米流体替代纯水工质,压水堆核电厂的IVR能力边际能够拓展至1300 MW额定电功率水平。      

基于喷嘴临界流实验对现有物理模型的评价

以水为工质、直径1.41mm的喷嘴为实验段,在稳态条件下进行临界流实验,覆盖的参数范围为：进口压力,0.4～22MPa;进口温度,40～371℃;进口含汽率,－3.5～0.98。结果分析表明：在欠热度高于一定值下流动未达到临界条件;在低欠热度和低含汽率区域两相间存在热力不平衡性,在较低压力下,它对临界流率的影响十分显著。将实验数据与均匀平衡模型、Moody模型、Henry-Fauske模型、Burnell模型以及Bernoulli公式的计算结果进行比较,显示了各模型在不同条件下的适应性。     

空间核电源的安全评价和审批程序

过去３０年，美国政府开发了一套用于申请将核电源发射至空间的安全评价和审批程序。这个程序涉及了若干政府机构，以确保充分考虑到各种各样的假设事故情况，并确保在事故环境下对核电源的反应进行评价，发射批准也涉及了联邦政府的适应因素。自１９６１年以来，美国对３７个同位素热电发生器和１个反应堆的发射成功，说明这个程序运转良好。特别关注的是最近发射的伽俐略宇宙飞船。     

采用OMEGA非均匀加热棒束热端破口实验数据对CATHARE2 V1.5qR6程序 …

采用ＯＭＥＧＡ非均匀电加热棒束热端破口喷放试验数据对ＣＡＴＨＡＲＥ２ Ｖ１．５版本程序基本物理关系式模块的性能进行校核,检验基本物理关系式模块升级后系统程序的综合性能。从总的计算结果来看,新版程序对ＯＭＥＧＡ非均匀加热棒束热端破口试验的热工水力的计算比较合理,特别是对ＣＨＦ以及其前区的热工水力的计算十分可靠。由于基于物理关系式模块在升级过程中所做的模型修改与该项实验所涉及的基本物理现象关系较小,故     

实验快堆自然循环和衰变热排出系统计算程序DHRSC

一、前言实验快堆设计必须具有非能动安全特征,这是近几年来快堆设计中一种明显的新进展。所谓非能动安全,指的是不依赖外界机械或电力而依靠自然规律和材料特性完成其功能的安全特征。非能动衰变热排出功能是十分重要的快堆安全特征之一。     

电加热元件的结构和热物性对瞬态热工水力实验的影响

在热工水力实验中普遍使用电加热元件替代核燃料元件。然而 ,由于两者在结构以及材料热物性等方面存在差异 ,在稳态时核燃料元件与电加热元件的温度分布和储能不同 ,而在瞬态过程中两者热工水力响应不同。针对这一情况 ,首先分析了电加热元件与核燃料元件结构和热物性不同对实验的影响 ,然后介绍了减少这种差别的一种可行方法———功率控制法 ,同时指出了该方法的局限性     

采用OMEGA非均匀加热棒束热端破口实验数据对CATHARE2V1.5qR6程序的校核

采用 OMEGA非均匀电加热棒束热端破口喷放试验数据对 CATHARE2 V1.5版本程序基本物理关系式模块的性能进行校核,检验基本物理关系式模块升级后系统程序的综合性能。从总的计算结果来看,新版程序对 OMEGA非均匀加热棒束热端破口试验的热工水力的计算比较合理,特别是对 CHF以及其前区的热工水力的计算十分可靠。由于基本物理关系式模块在升级过程中所做的模型修改与该项实验所涉及的基本物理现象关系较小,故基本物理关系式模块升级版 Revision6和次新版本 Revision5的计算结果基本一致。     

启明星1#实验装置ks、keff和φ*的模拟计算

用MCNP程序对启明星1#实验装置（Venus1#）的k_s、k_eff和φ^*进行模拟计算。在装置的源区、快区、反射层、屏蔽层已定条件下,逐层增加热区燃料元件,每增加1层,对k_s、k_eff和φ^*进行1次计算,共增加了13层,最终得到k_eff为0.96246,满足了Venus1#的设计要求。元件层数增加,φ^*先增后降,当增至12层时,φ^*又明显增大。外源位置和能量对φ^*有影响,外源在轴向离中心越近、能量越高,φ^*越大。