小型堆稳压器波动管双端破口试验研究

开展了模块化小堆稳压器波动管双端破口试验研究,获得了非能动安全系统的事故响应特性和一回路系统参数变化。试验研究结果表明,在稳压器波动管双端破口极端工况条件下,中压安注箱能在短时间内提供较大的稳定安注流量,及时补充系统水装量;高压安注系统运行过程比较复杂,安注流量与堆芯补水箱压力平衡管线内介质状态和中压安注系统运行状态密切相关,在1.7 h内呈间歇注入运行状态。在整个事故过程中,堆芯一直处于淹没状态,模块化小堆非能动安全系统能够确保稳压器波动管在双端破口极端工况条件下的堆芯安全。     

环形通道内再淹没过程先驱冷却传热特性研究

骤冷前沿推进是失水事故后再淹没过程中堆芯冷却速率的重要标志,先驱冷却传热对骤冷前沿的推进起到关键作用,对先驱冷却传热特性的研究十分必要。本文通过数值求解二维非稳态导热方程获得先驱冷却传热系数,并基于环形通道内底部再淹没实验数据,分析先驱冷却传热系数受初始壁温、入口温度和入口质量流速等参数的影响规律。研究结果表明,初始壁温对先驱冷却传热系数的影响不显著,先驱冷却传热系数随入口质量流速的增加而明显增加,随与骤冷前沿距离的增加而减小,基于实验数据得到本参数范围内先驱冷却传热关系式。     

并联多通道流动不稳定性实验研究

以去离子水为工质,在系统压力为0.89~1.32 MPa、入口质量流速为500~750 kg/(m2?s)、入口温度为58.5℃~132.3℃的条件下,研究了2、3、5根圆管通道（1400 mm×Φ8 mm×2 mm）内工质向上流动时并联通道发生流动不稳定时的特征,并对比了其流动不稳定边界。结果表明,加热并联多通道进入两相后首先发生流量漂移,当通道出口含气率达到一定程度后,最热通道与其他通道之间发生周期性流量脉动;在对称加热条件下,加热通道数目对并联多通道流动不稳定边界无明显影响。     

竖直圆管内超临界流体混合对流传热特性理论分析

理论推导了变密度引起的浮升力效应和流动加速效应对超临界流体混合对流传热特性的影响。结果表明,浮升力效应和流动加速效应通过改变壁面边界层外缘的切应力影响湍流对传热传质的贡献,进而改变超临界流体混合对流传热特性。浮升力效应通常在加热区域入口及上游区域表现明显,而流动加速效应在主流区流体温度达到拟临界温度时更显著。与实验研究结果对比发现,新建立的浮升力因子和流动加速因子可较好地预测竖直圆管内超临界流体混合对流条件下拟临界区域的局部传热特性。     

某1000 MW压水堆核电站循环水系统冬季运行方式优化研究

某1000 MW压水堆核电站机组循环水系统为海水直流式供水系统,该系统采用一机三泵母管制布置方式为常规岛凝汽器及其辅助冷却系统提供冷却水,循环泵为定速泵,冬季两台循环泵运行,夏季三台循环泵运行。当前循环水系统冬季运行方式存在如下问题：两台泵运行状态下瞬发停泵二切一后,会连锁打开虹吸破坏阀,导致启动备用泵前还要关虹吸阀抽真空,耗时较久（0.5 h及以上）;冬季通常是将中泵作为备用,而备用边泵是否可行以及有无凝汽器水室超压或循环泵超载风险,需要分析论证。通过Flowmaster进行建模计算,分析了冬季瞬发停泵二切一启动备用泵、不开启虹吸破坏阀的可行性,论证了备用边泵是否会引起凝汽器水室超压或循环泵超载,以期为循环水系统运行方式优化提供理论支撑。     

熔融物碎片床冷却特性分析程序开发与应用

为分析压水堆严重事故后期形成碎片床的冷却特性,开发了熔融物碎片床冷却特性分析程序。以一维六方程的两相流模型为基础,应用多孔介质流动沸腾传热模型描述碎片床内两相流动传热物理过程,采用控制容积积分法、半隐式、一阶迎风格式对方程进行离散、求解。应用TUTU、COOLOCE、STYX实验结果,从两相流动及干涸热流密度（DHF）2个方面对模型进行验证,发现Hu&;Theofanous模型和Reed模型对于粒径相对较大的碎片床的两相流动预测结果较好,而Lipinski模型对小颗粒碎片床的低压DHF的预测精度较高。利用程序对压水堆严重事故条件下熔融物碎片床的冷却能力进行预测,在1 MW/m³颗粒释热率、顶部水池淹没条件下,碎片床可被冷却高度为0.56 m;采用自然循环驱动底部注水冷却方式,碎片床可被冷却高度升至0.85 m。     

非惯性系中流体质量力通用表达式研究

运动条件下的热工水力问题通常需要在非惯性系中进行研究,从而引出重力的坐标变换和运动附加力计算的问题。本文基于严格的数学推导,得出三维转动的坐标过渡矩阵,给出流体质量力的通用展开式,并对几种典型海洋条件下流体所受质量力进行讨论,可供运动条件下流体动力学或热工水力研究参考。     

DVI管小破口失水事故实验研究

在模块化小型反应堆非能动安全系统综合模拟实验装置上进行了压力容器直接注入（DVI）管小破口失水事故实验,研究了DVI管小破口失水事故过程中的热工水力现象和非能动安全系统运行特性。研究结果表明：模块化小型反应堆DVI管小破口失水事故中,非能动安全系统可对堆芯进行注水,有效导出堆芯衰变热量,保护堆芯安全。     

非能动余热排出系统试验的失真度分析

采用反应堆热工水力系统计算分析程序CATHARE分别对模块化小型堆ACP100原型反应堆和非能动余热排出系统(PRHRS)试验装置发生全厂断电事故(SBO)进行模拟,计算结果表明:PRHRS试验装置采用的模拟方法可以较好地反映ACP100反应堆原型的主要热工参数,失真度在可接受范围以内。     

反应堆压力容器下降段水-蒸汽CCFL实验与模型研究

为探究反应堆压力容器下降段在喷放末期冷段安注过程中的水-蒸汽逆流特性,建立下降段逆向流动限制(CCFL)模型,开展了基于压力容器模化本体的下降段CCFL实验研究以及建模分析。通过实验研究获得了不同入口安注水流量、安注水过冷度、堆芯蒸汽流量等条件下的下降段环腔内的安注特性数据,并基于实验数据进行了CCFL建模分析。结果表明,开始发生CCFL的蒸汽无量纲流速与入口安注水无量纲流速呈现正相关,基于无量纲流速建立的模型斜率与入口安注水无量纲流速呈现高度指数关联。本文建立了适用于从不发生CCFL至不完全CCFL,再到完全CCFL的下降段水-蒸汽气液逆流全过程预测模型。