一体化汽-气稳压器动态特性研究

低温核供热堆二代(NHR-Ⅱ)是清华大学自主研发的反应堆,采用汽-气稳压器稳压方式。本文建立汽-气稳压器计算模型,通过与汽-气稳压器涌入实验数据进行比较验证,表明计算模型可较好地预测汽-气稳压器的动态特性。基于此计算模型,对采用一体化汽-气稳压器的NHR-Ⅱ系统稳压动态特性进行研究,结果表明NHR-Ⅱ动态功率调节过程中,系统压力和温度均出现滞后现象;在压力变化滞后阶段堆芯出口过冷度会急剧下降,但堆芯出口最小过冷度仍在安全范围内,系统安全。     

非凝性气体于竖直壁面处冷凝传热压力特性影响机理研究

非凝性气体于竖直壁面处冷凝传热的研究对一体化压水堆汽-气稳压器的瞬态调节以及紧凑型安全壳余热排出进程具有重要影响,当前对含有非凝性气体的蒸汽竖直壁面冷凝传热中压力的影响特性研究较少。基于传热传质比拟方法,采用适用于高压的改进扩散层模型对汽-气竖直壁面冷凝传热的压力影响进行研究。研究发现,基于传热传质比拟方法改进的扩散层模型与已有的实验结果基本一致,适用于较高压力汽-气竖直壁面冷凝传热系数的预测;总压的增加对存在非凝性气体的冷凝传热具有促进作用,这种促进作用随总压的增加逐渐减弱;在一定压力范围内(0.1~7.0 MPa),存在压力分界点pc,在压力影响分界点以下的低压力区域(0.1 MPa~pc)为压力影响敏感区,在压力影响分界点以上的高压力区(pc~7.0 MPa)为非敏感区。同时,本文还对非凝性气体的种类和含量对蒸汽在竖直壁面处冷凝传热过程的影响进行了分析,从气体扩散系数方面进一步分析了造成影响差异的原因。     

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。     

模块式小型堆稳压器除气系统设计研究

为克服采用传统的化容系统下泄除气法所带来的耗时较长和操作复杂的问题,提出了利用稳压器进行热力除气的稳压器除气系统设计方案。该方案基于稳压器的稳态除气模型和优化算法,研制了稳压器除气优化专用程序,同时开展了停堆期间全范围工况下模块式小型堆稳压器除气优化计算和分析,获得了最优的除气限流孔尺寸以及除气运行影响因素。通过实际的除气效果计算评估表明,本文所设计的稳压器除气系统理论上最快可以在4.13 h内完成除气,相比传统化容下泄除气法具有明显的时间优势。     

不凝性气体对高温锂热管传热特性的影响研究

热管作为一种具有高热导率的传热装置,工作核心在于其内部工作流体的蒸发和冷凝。若热管工作过程中气腔内存在不凝性气体,主流区中蒸气和不凝性气体在对流运动的作用下将一起移动到气-液分界面,不凝性气体的存在阻碍了工作流体在气-液交界面处的正常冷凝。本文基于热阻网络法添加了不凝性气体区域传热模型,研究了不凝性气体对高温锂热管稳态传热特性的影响。结果表明,热管达到稳态时不凝性气体的存在缩短了热管的有效传热长度,破坏了热管的等温性和良好的传热效率。此外随着不凝性气体体积份额的增大,不凝性气体区域温度降低幅度越大;随着热管蒸发段输入功率的增大,热管正常工作区域整体温度越高,相同质量的不凝性气体占据的体积份额越小,热管壁面温度出现明显温度梯度降低的位置随着功率升高而向下游移动。     

高压下含不凝性气体的冷凝换热模型研究

少量的不凝性气体会在很大程度上削弱蒸汽凝结的热传递,现有的含不凝性气体的冷凝换热模型大都建立在理想气体状态方程的基础上,但高压条件下气体受到压缩作用,基于理想气体建立的传热模型预测值与实际值偏差较大。为建立高压下含不凝性气体的冷凝预测方法,对一体化堆安全分析提供技术辅助手段,本研究基于实际气体方程,在扩散层理论的基础上引入液膜波动因子、抽吸因子、雾化因子等修正系数,建立了高压下含不凝性气体的冷凝换热模型。本文模型和Kim试验数据进行了对比分析,改进后的模型比基于理想气体的模型预测值偏差范围更小,相对偏差大部分到±25%以内,充分体现了高压条件下模型的适用价值。     

稳压器汽腔小破口失水事故的模拟

在研究稳压器汽腔小破口失水事故过程物理现象的基础上,对北京核电厂模拟培训中心模拟器中的反应堆冷却剂系统数学模型进行了改进,将两相流模拟分支加入到该系统模拟程序中去,得到了满意的模拟效果。文中给出了改进前、后模拟效果的对比,以及改进的结果与三里岛事故记录的对比。     

高压条件下含有非凝结性气体的水蒸气凝结传热模型研究

研究高压条件下含有非凝结性气体的水蒸气凝结传热过程对于小型堆的安全非常重要。当前对这一物理过程的研究集中于压力较低的工况,高压条件下的研究尚不成熟。本文建立了一种适用于高压条件下含有非凝结性气体的水蒸气自然对流凝结传热理论模型,使用真实气体状态方程求解扩散方程中摩尔浓度梯度和分压梯度之间的关系,取代了前人方法中的理想气体假设。计算结果与已有的实验数据吻合较好,证明本方法可用于小型堆紧凑型安全壳和汽 气稳压器等安全级设备的热工分析。     

螺旋管中汽-水两相流强制对流沸腾传热研究

对螺旋管中两相强制对流沸腾传热特性进行了试验研究。试验是在高压水回路上进行的 ,试验参数为系统压力 6 0～ 1 1MPa ,质量流速 40 0～ 1 2 0 0kg/(m2 ·s) ,热流密度 0～ 45 0kW /m2 ,螺旋直径1 3 7m ,螺旋上升角 3 94°。用修正L M关系式整理了两相强制对流放热系数。同时也得到了螺旋管单相水和单相蒸汽的强制对流放热系数 ,并与文献进行了比较     

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。     

不凝结气体对蒸汽浸没射流压力振荡强度的影响

对含不凝结气体（空气）的蒸汽浸没射流压力振荡特性进行了实验研究。研究发现,含有少量不凝结气体时,蒸汽浸没射流凝结形态发生显著变化。含不凝结气体的压力振荡强度较纯蒸汽时明显变小,但含有少量不凝结气体的压力振荡强度随空气质量分数的增加整体呈缓慢上升趋势。压力振荡强度随径向距离的增加而单调减小,随轴向距离的增加先增大后逐渐减小,存在压力振荡峰值,且随空气质量分数的增加,压力振荡峰值位置沿轴向后移。压力振荡峰值位置在轴向无量纲距离X=3和X=12之间。不同过冷水温度下,压力振荡峰值随空气质量分数变化的趋势不同。压力振荡峰值的位置即压力振荡最强的位置位于核心汽羽的尾部。     

辐照条件下高温锂热管不凝性气体产生特性研究

在新型热管冷却反应堆中,高温金属热管会受到持续的中子辐照。锂在热中子区的中子反应微观截面很大,会产生一定量的氦气,氦气作为不凝性气体将影响高温热管的正常运行。本文分析了堆内中子辐照条件对高温锂金属热管中不凝性气体产生特性的影响。首先对稳态标准算例进行了产氦量分析,并转换得到了不凝性气体体积份额。此外,得到了不凝性气体产量随热管充液量、金属锂富集度、中子通量密度、热管工作温度等因素的变化关系。不凝性气体产量随热管充液量、锂富集度的增大而增加。控制转鼓位于不同角度时,中子通量密度改变有限,对产氦量影响不大,由于高温锂热管工作温度很高,高温下中子反应微观截面差距很小,因此热管工作温度对产氦量影响也有限。本研究可为热管冷却反应堆内高温锂热管中锂富集度设计提供借鉴。     

安全壳冷却系统蒸汽冷凝传热研究综述

为保证事故条件下核电厂安全壳的完整性,新一代核电厂广泛采用安全壳冷却系统对事故中释放的蒸汽进行冷却,达到持续稳定导出堆芯蓄热与衰变余热的目的。含不凝性气体（空气、氢气等）的蒸汽在安全壳换热壁面上的冷凝传热成为疏导安全壳内部热量的重要手段。本工作对核电厂事故条件下含不凝性气体蒸汽的冷凝传热进行综述研究,深入全面分析传热过程,提出针对性意见,为核电厂安全壳冷却系统的热工水力研究奠定了基础。     

稳压器波动管考虑热分层影响的疲劳分析

在核电厂中,稳压器波动管及波动管热段三通是保证核电厂反应堆冷却剂压力边界完整性的重要设备.其属于核安全1级设备,承受内压、自重、热胀、地震及各种正常加异常工况下的温度和压力瞬态,特别对于压水堆核电厂的波动管,还会承受热分层导致的总体和局部载荷.热分层现象的反复出现增加了管道及接管嘴处出现疲劳失效(贯穿管壁裂纹)的可能性.本文阐述了对波动管热分层实施温度测量的方案,及对测量结果的分析处理;建立分析热分层整体应力和局部应力,以及波动管疲劳分析的计算模型;确立合理且切实可行的波动管疲劳分析所需的分析瞬态.上述方法已在"300 MWe PWR NPP稳压器波动管热分层"课题研究得到鉴定,并在实际的寿命管理等工程项目中发挥了重要作用.