蒸汽爆炸粗混合阶段冷液中高温球传热阻力耦合特性的实验研究

采用蒸发电力模型,设计了高温颗粒同水相互作用的实验装置,进行了一系列单个,多个粒子在不同温度,不同入水初速度和不同冷液过冷度情况下的系列阻力实验,初步实验分析表明,高温颗粒在刚刚穿过冷液表面的下沉速度明显低于冷态颗粒的速度,实验值与蒸发曳力模型计算值符合较好.     

网络方法在管路流体动态仿真计算中的应用

针对管路流体动态特性,运用流体网络理论,对燃气传输管路的共振频率进行了计算;并基于特征线法,对该管网的瞬态特性进行了仿真仿真结果表明,采用流 网络模型适用于工程的稳,动态模拟与仿真。     

低压下两相自然循环流动不稳定性的实验研究──（Ⅰ）机理探索

对两相自然循环流动不稳定性问题进行了机理性实验研究,系统压力范围为０．１ＭＰａ－０．４ＭＰａ。通过实验,分析了不稳定流动的机理,并根据其内在特性总结出两类主要的不稳定流动,为深入进行理论研究打下了良好基础。     

紧凑型核动力系统的热工水力数值模拟

将多孔介质模型应用于紧凑型核动力系统的热工水力数值模拟,开发了计算程序,并以船用反应堆为例进行了初步的分析计算。为紧凑型核动力系统的热工水力特性整体多维模拟提供了可行的方案,也为紧凑型核动力系统综合分析平台的研制打下了基础。     

蒸汽发生器管子漏泄安全分析

蒸汽发生器管子漏泄是液体冷却反应堆的常见事故之一,在核电站设计中必须分析蒸汽发生器管子漏泄的放射性后果。本文运用一、二回路的简化流程建立的模型,分析了泄漏率、排污率、放射性物质的蒸汽载带系数以及水处理净化残留系数对有泄漏蒸汽发生器内炉水平衡活性的影响。分析表明,除泄漏率外,其余系数均使炉水在事故后一天内达到平衡活性.因此,进行安全分析时只需计算平衡活性,并按此分析事故后果。     

退役核设施放射性存留量估算方法研究

源项调查是核设施退役的一个重要环节。本文运用辐射探测技术获得的反应堆控制棒辐射场实测数据,结合照射量率计算的基本公式,建立了一种简捷、实用、可靠的放射性存留量估算方法;并以一组控制棒照射量率的实测数据为例,对其放射性存留量进行了估算,对该方法的主要误差来源及应注意的问题进行了探讨。     

低压低含汽量逆环状流膜态沸腾研究

利用热块技术(Hot Patch)成功地获得了低压下水的稳态逆环状流膜态沸腾工况,测量了φ15×1.5圆管的膜态沸腾数据。分析了参数效应,并将实验结果与现有的一些经验式作了比较,没有一个公式是满意的。最后分析了逆环状流膜态沸腾的物理数学模型。     

POSTCHF——临界热流密度后传热区广义二维计算模型

核动力反应堆失水事故或超功率暂态工况下,常会发生临界热流密度后的传热模式,其主要流型为弥散流和反环状流,这引起核安全研究界的广泛关注。经验方法不能很好地模拟各种工况范围及流型内部各种参数的分布及变化,随着实验技术和计算方法的发展,正在开发较为精确的二维计算模型。作者在多年的实验和理论研究基础上,发展了弥散流和反环状流的广义二维数学模型POSTCHF,并开发了计算程序。本文详细介绍该模型的基本守恒方程、本构关系式、网格划分、数值方法和计算结果。     

二维逆环状流膜态沸腾传热数学解析模型

根据逆环状流膜态沸腾(IAFB)的可视化实验结果,将该流型理想化为一个两区物理模型。按双区物理模型假定,建立二维、二流体数学解析模型。它由质量、动量和能量守恒微分方程以及相应的本构方程构成完全方程组,然后用数值方法求解。用该模型分析了液相、汽相参数以及加热管的壁温,与Stewart的实验数据进行了比较,两者相当一致。可信地预示了液体过冷度、质量流率、系统压力和加热热流率对加热面温度的影响。同时选择实例分析了流动二维效应和初始汽膜厚度取值对加热面温度和膜厚变化的影响。结果表明:在讨论的范围内忽略两维效应对壁面温度影响不大;初始膜厚取值不同对加热面温度变化和膜厚变化无显著影响。     

核电数字化保护系统模拟量输入卡件的设计

文章以核电数字化保护系统模拟量输入卡为例,在遵循核级硬件、软件设计准则的基础上,研究核级卡件的功能划分及设计方法。通过此卡件原理样机的开发,探索核电数字化仪控系统设备研发的关键设计技术,从而为实现我国核电数字化保护系统的自主化提供一些思路。