压水堆上腔室流场的实验研究

ＰＷＲ作为核电发展的主要堆型，在全世界范围内得到了广泛的应用，也是我国的主要发展堆型。但是对关系到反应堆安全运行的、直接作用在控制棒导向筒上的上腔室流场的分析研究，长期以来由于紊流流动机制的复杂性和上腔室中控制棒导向筒组件布置的密集性，这方面的研究一直没有深入下去。在压水堆运行期间，作用在上腔室构件上的作用力与冷却剂的流动特性有很大的关系，通过模拟实验弄清上腔室的流速分布，对了解作用在控制棒上的水力载荷，以及控制棒能否按指令在导向筒内自由升降和快速下插具有十分重要的意义。本文在３００ＭＷｅ核电站ＰＷＲ上腔室１：４可视化模拟体中，以水为介质进行了上腔室流场的可视化实验研究。采用激光多普勒测速仪（ＬＤＶ）和Ｎ－Ｊ型应变片式测速仪测得了上腔室模拟体中的流速，并用归一化的数据处理方法，显示了整个流场的流速分布规律，找出了整个流速的最大区和最大值。从而为控制棒导向筒的结构力学分析和ＰＷＲ上腔室的数值模拟分析提供实验依据。     

冷凝器动态数学模型和仿真研究

对冷凝器的基本结构和原理进行分析,建立了热力系统的动态数学模型,并进行了仿真研究,与实验数据比较本模型具有一定的精度,并且在软件的实现上有一定的创新性,在模块化建模和状态空间在热力系统的仿真上提供了新的实现途径,对热力系统等的仿真研究具有一定的通用性价值。     

适于窄缝流动沸腾传热的关系式

由于受窄缝间隙几何尺寸的限制，在加热的窄缝流道中沸腾气泡随着其长大和流动将受挤而变形，聚合，其表面张力的作用将大幅度改变，本文通过引入Bond无量纲数来考察窄缝流道的窄缝几何效应和气泡表面张力作用，修正了Chen沸腾传热关系式，并提出了相应的窄缝流动沸腾传热计算的关系式，通过与实验数据的验证比较，修正Chen沸腾传热关系式的计算结果与实验结果比较吻合，因此，该关系式能够用来预测在单面加热窄缝 道中的两相沸腾传热系数。     

在垂直环形窄缝流道中的沸腾传热特性研究

为了弄清在窄缝环形流道中气泡的形成、聚合和变形的特性 ,以及气泡在聚合变形之后对传热特性的影响 ,在常压下用蒸馏水对窄缝间隙为 0 75mm的垂直环形流道 ,进行了可视化的流动沸腾传热实验研究 ;实验段的有效加热长度为 90 0mm ,其加热方式为单面内侧加热 ,实验的流量变化范围为 1 667× 1 0 - 5m3/s至 5 833× 1 0 - 5m3/s。实验得到了在不同质量流密度和热流密度下窄缝流道中的沸腾传热系数随干度变化的分布。通过与常规流道中的沸腾传热系数的比较 ,得到了在窄缝环形流道中沸腾传热系数比常规流道中的沸腾传热系数约高 1 5 %的结论。另外通过用高速摄像机对可视化的垂直环形流道中的流型进行的拍摄研究 ,分清了存在在窄缝环形流道中的四种流型     

汽水分离器的动态数学模型和仿真研究

对汽水分离器的基本结构和原理进行分析,建立了热力系统的动态数学模型。并进行了仿真研究。与实验数据比较本模型具有一定的精度。并且在软件的实现上具有一定的创新性。在模块化建模和状态空间在热力系统的仿真上具有一定的通用性价值。     

压水堆上腔室芯部结构改进的流场研究

为了缓解对控制棒导向筒的横向水力载荷，确保控制棒能按指令在导向筒中自由升降和快速下插，结合服役中控制棒导向筒的结构，对上腔室芯部作了如下２种情况的改进：１对原ＰＷＲ靠近上腔室出口管嘴附近的控制棒导向筒组件（对称的４组：０２２６，０３２５，１１２９，１２２８）加设了保护套。２改用３３组控制棒导向筒组件的芯部，且对全部３３组控制棒导向筒组件分别加设保护套。在相同实验条件下，对以上２种改进情况的实验结果与原上腔室的实验结果作了比较分析，得到了这２种改进结构均能缓解流场对控制棒导向筒的水力载荷作用的结论。