直角弯头连接的竖直管与水平管中的淹没问题

本文介绍了由直角弯头连接的竖直管与水平管内淹没与流向反转问题的实验研究，根据实验结果，分析了弯头对淹没与流向反转的影响，将所得实验结果与竖直管的实验结果进行了比较，分析了水平管长度对淹没过程的影响，以及这种管路中淹没消失滞后的问题，采用无因次量对实验数据进行了处理，给出了表达淹没开始点，淹没消失点和全部携带点的关系式。     

竖直管内淹没及流向反转的实验研究

本文对竖直管中气体由下向上流动,液体由上向下流动过程的淹没及流向反转问题进行了实验研究。给出了计算淹没及流向反转的关系式。通过实验发现,在一定的液体流量下,增加气体流量与减少气体流量时淹没点有所差别;管壁的干燥条件对流向反转有很大影响。     

竖管内淹没及其消失滞后问题的研究

本文通过试验研究了竖管内淹没、流向反转以及淹没消失的滞后问题,研究了管径不同对这些过程的影响.采用无因次量J_g~*和J_L~*表达后,通过研究发现淹没开始点和流向反转点与管径无关;全部携带点与管径有关,而与注水量无关.根据试验结果给出了淹没过程中试验段内压差和流量的变化.当逐渐减少气体流量时,淹没点的消失会出现滞后,根据试验段的压差和流量变化分析了淹没消失滞后的原因和影响因素.根据试验数据整理出了相应的经验关系式.     

RELAP5／MOD2和CATHARE两相临界流模型的评价

分析和评价了2个程序中的两相临界流模型。指出RELAP5/MOD2在上游低欠热度或低含汽率条件下计算的临界流量偏低并不能反映几何尺寸(L/D)对临界流量的影响。CATHATE临界流模型较完善,它计算的临界流量与实验符合得很好。建议用非均匀热不平衡声速来修改RELAP5/MOD2的两相临界流判据,或者补充短喷管和孔板的临界流量实验关系式或实验数据,以改正RE-LAP5/MOD2的上述2个缺点。     

定位格架对再淹没传热的影响

采用21根束棒元件研究定位格架对再淹没传热的影响。测量了元件壁温、塌陷液位、液体夹带的瞬态变化过程,研究了流道外壳温度对再湿速度的影响。试验表明,再淹没过程中,定位格架下游的元件表面温度明显下降,骤冷前,定位格架下游的传热系数比上游高,特定工况下,可高出70%,定位格架对传热的影响程度随试验参数及距骤冷前沿位置的不同而不同;影响范围约为100至150mm。试验的参数范围为:入口欠热度为15～80℃;初始壁温400～610℃;入口淹没率15～60mm/s;加热功率0～0.25kW/m;系统压力为常压。     

摇摆状态下入口段和上升段对两相流动不稳定性的影响

本文对摇摆状态下并联多通道系统的两相流动不稳定性进行了初步研究。重点讨论了在摇摆状态下的并联通道入口段和上升段对管间脉动不稳定性的影响。以均匀流模型为基础,采用控制容积积分法建立了并联多通道的分析模型并建立系统方程组,同时考虑了摇摆状态的影响。用吉尔方法对系统方程组进行求解,得到了并联多通道系统在摇摆状态下的不稳定边界。发现在一定的摇摆状态下两相流动不稳定区域会同时出现在低含汽和高含汽两个区域,在高含汽率区域某些工况下会出现倍周期现象。     

导流围板对堆芯入口流量分配影响的数值分析

堆芯入口流量的不均匀分配会引起堆芯局部温度变化较大,给反应堆安全运行带来不利影响。堆芯流量分配装置采用导流围板设计,为揭示导流围板对流量分配的影响,在保证其他结构设计不变前提下,本文通过改变导流围板顶部水隙d,以及导流围板侧面支承板的长度t,研究其对堆芯入口流量分布的影响。结果表明:d对堆芯入口流量没有明显影响,但在中心区域通道,d较小时流量分布更均匀;t减小后,中心区域流体可以更好地向四周扩散,堆芯入口流量分配趋于均匀。     

主管道管径对主泵性能的影响分析

针对压水堆核主泵及其2种不同的主管道冷段管径配置方案,将核主泵与主管道组合建立三维模型,采用六面体结构化网格划分并进行了整个流动区域的非定常流动特性数值计算,得出了不同的主管道冷段配置方案下泵内及管道内的非定常压力脉动特性。分析结果表明:增加冷段管径使主泵本身效率降低,但由于相接的冷段管径增大使水力损失降低,整个系统效率提高了1.3%;配置较大管径冷段可以明显降低过渡段的压力脉动幅值;2种冷段管径方案的泵内导叶入口位置和压水室内的压力脉动幅值差别较小,冷段内压力脉动幅值也较小,且均呈现出无周期和无规律特性;配置较大管径冷段会使轴向力脉动幅值略有降低。     

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。     

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。     

摇摆状态下水平管内气-水两相流的流型研究

摇摆产生的惯性力以及水平管路发生向上和向下倾斜,会使管道内两相流的流动型式发生变化.本文对直径25mm管内气-水两相流在摇摆周期为15s、摇摆角度为10°状态下的流型进行了实验,研究了气-水两相流在摇摆状态下的流动型式,并给出了流型图.实验结果表明,在一些气-水流量区域,两相流体在一个摇摆周期内存在两种流动型式.     

回流流动极限实验研究综述

回流冷凝是压水堆发生失水事故（ＬＯＣＡ）时的重要传热方式之一。当堆芯冷却剂严重丧失，自然循环又不能建立起来时，堆芯剩余释热依然能靠回冷凝带山。但在一定条件下会出现回流流动极限ＣＣＦＬ，并因此增加堆芯踝露程度。本文介绍了国外一些研究者在ＣＣＦＬ方面的研究成果，并建议开展ＣＣＦＬ研究。     

高温气冷堆螺旋管蒸汽发生器流量漂移不稳定性研究

建立与氦气对流换热的并联螺旋管蒸汽发生器数值模型,分别采用一维飘移流模型和一维可压缩流动模型描述水侧和氦气侧的流动。在此基础上研究了球床模块式高温气冷堆核电站螺旋管蒸汽发生器内的流量漂移不稳定性。动态计算结果表明,在一定条件下蒸汽发生器内有可能发生流量漂移,不同传热管流量可相差几倍,而出口温度则相差几百度。通过对质量流速-压降曲线的分析,发现热负荷对稳定性起主导作用,热负荷越大越易发生流量漂移,且边界质量流量随热负荷呈线性增长。增大入口节流阻力和过冷度可以在一定程度上避免流量飘移。最后给出了蒸汽发生器流量飘移的稳定边界。     

自然循环条件下蒸汽发生器倒U型管流量分配特性研究

以欧洲压水堆热工实验装置（PWR PACTEL）一回路系统蒸汽发生器为研究对象,首先,基于流体一维流动模型的质量、动量和能量守恒方程建立管道进出口压降以及传热与流体流量之间的关系;其次,以遗传算法为基础开发倒U型管蒸汽发生器流量分配计算程序,采用基准实验对程序正确性和可靠性开展验证;最后,利用流量分配程序计算蒸汽发生器倒U型管管组的流量分布情况,研究管高、管长以及一/二次侧换热系数对蒸汽发生器内流量分配的影响。结果表明,所开发流量分配程序计算结果与实验吻合良好;在选定的自然循环工况下,该蒸汽发生器中长管更易发生倒流,且倒流现象呈现分布范围广、单管流量低的特点;倒U型管内正流流速与管长成反比,与管高成正比,倒流流速随着管长的增加保持不变,与管高呈反比关系;传热系数较低时,总流量与传热系数成反比关系,当传热系数高于特定值后部分管内发生倒流,总流量骤降。      

螺旋直径对螺旋管泡状流截面分布特性的影响

研究了不同螺旋直径螺旋管中泡状流的相界面参数（空泡份额、相界面浓度、气泡尺寸等）的截面分布特性。通过图像法标定了电导探针的测试精度,并通过合理地处理双头电导探针,得到了螺旋管中泡状流的空泡份额、相界面浓度和气泡数量频率的定量分布云图。为进一步量化地描述相界面参数的分布特征,采用统计方法定义了截面平均参数、相界面离散系数和气泡平均聚集坐标来表征其特性。实验结果表明,随着管道旋转直径的增大,气泡截面平均空泡份额有所下降,分布范围缩小,平均聚集坐标向上方和外侧移动,气泡尺寸整体上有所下降。     

管径与倾角对管束外含空气蒸汽冷凝传热影响研究

通过对不同管径和倾角的3×3管束开展管外含空气蒸汽冷凝试验,研究了传热管管径和倾角影响管束外含空气蒸汽冷凝传热的基本规律。结果表明:管径和倾角的影响在不同压力范围内具有明显差异。在压力0.8 MPa以下,冷凝传热系数总体随管径和倾角的减小而增大,管径12 mm、0°倾角传热管的冷凝传热系数较管径19 mm、90°倾角的冷凝传热系数最大可增加29%。在压力0.8 MPa以上,冷凝传热系数随管径的减小而减小,最大可降低18%;随倾角的减小先减小后增大,在约60°倾角时,冷凝传热系数最小。      

Application of Neutron Radiography to Visualization and Void Fraction Measurement of Air-Water Two-Phase Flow in a Small Diameter Tube

Abstract

The purpose of this study is to investigate the feasibility of visualization and void fraction measurement of air-water two-phase flow in a small diameter tube (I.D.: 4.08mm) by using the real-time neutron radiography and image processing techniques. Video images of two-phase flow were taken by using the real-time neutron radiography system (thermal neutron radiography facility No. 2) installed at the Japan Research Reactor 3 M of the Japan Atomic Energy Research Institute. The shape of bubbles and its moving behavior were clearly observed from the video images. The image corrections for dark current, shading, field intensity fluctuation and electrical system drift were examined in order to measure the void fraction from the video images. Though, generally speaking, the effect of the scattered neutron could not be ignored for quantification of the images taken by the neutron radiography, the scattered neutron could not affect the final results of void fraction in the case of a small diameter tube. The void fraction calculated from the corrected images was correlated well with the drift flux equation, indicating that the existing drift flux equation could be applied to predict the void fraction of two-phase flow in a small diameter tube. It was demonstrated that the real-time neutron radiography technique could be useful for measuring the void fraction of two-phase flow in a small diameter tube.     

Visualization and measurement of two-phase flow by using neutron radiography

To apply neutron radiography (NR) technique to fluid research, high frame-rate NR with a steady thermal neutron beam has been developed in the present research program by assembling up-to-date technologies for neutron source, scintillator, high-speed video and image intensifier. This imaging system has many advantages such as a long recording time (up to 21 min), high-frame-rate (up to 1000 frames s⁻¹) imaging and no need for triggering signal. Visualization of air-water two-phase flow in a metallic duct was performed at the recording speeds of 250, 500 and 1000 frames s⁻¹. The qualities of those consecutive images were good enough to observe and measure the flow structure and the characteristics. It was demonstrated also that some characteristics of two-phase flow could be measured by using the present imaging system. Image processing technique enabled measurements of various flow characteristics in two ways. By utilizing geometrical information extracted from NR images, data on flow regime, rising velocity of bubbles, and wave height and interfacial area in annular flow were obtained. By utilizing attenuation characteristics of neutrons in materials, measurements of void profile and average void fraction were performed. It was confirmed that this new technique may have significant advantages both in visualizing and measuring high-speed fluid phenomena when the other methods such as an optical method and X-ray radiography cannot be applicable.