较大管径中两相流动漂移流模型研究

漂移流模型作为一种简单实用的模型，在反应堆热工水力及安全分析，特别是在空泡份额的计算方面，应用非常广泛。针对不同的通道及流型，研究者提出了多种基于漂移流模型的计算方法。通过较大通道中两相流动过程的实验研究，对5种空泡份额计算模型进行评价分析。结果表明，基于常规通道的Hibiki-Ishii模型与实验值吻合较好，平均相对误差为14.1%。结合对气泡运动过程的研究，发现在〈J_g〉β<0.027区，分布参数C₀<1，据此，给出了在较大管径通道中计算精度更高的模型关系式。     

压力容器外部冷却可视化图像分析研究

针对反应堆压力容器外部冷却（ERVC）缩比试验台架的可视化视频数据，基于Matlab商业软件开发相应图像自动分辨和界面捕捉程序IMGPROCS1对下朝向半球形结构的沸腾两相流动可视化数据进行批量处理分析。通过图像分析程序的批量处理，分析了不同工况下ERVC过程中沸腾汽泡的界面演化、汽膜厚度、沸腾循环周期等汽泡行为特征。结果表明:核态沸腾工况下，随着热流密度的增加，汽膜厚度逐渐增大；沸腾循环周期维持一恒定值。      

管内向下气液两相流动界面参数分布特性

借助双探头光纤探针测量方法,对管内竖直向下空气-水两相流动的界面参数局部分布特性进行了实验研究。实验段采用内径50 mm、长度2 000 mm的圆管,气液两相表观速度范围分别为0.004～0.077 m/s和0.43～0.71 m/s。实验结果表明,不同于竖直向上两相流动中局部界面参数径向分布呈现的“壁峰”或“核峰”型分布,向下流动中局部界面参数径向分布呈“壁峰”或“宽峰”型分布;向下流动时空泡份额截面平均值均比向上流动时大119.6%～145.0%,界面面积浓度截面平均值比向上流动时大18.8%～82.5%;向下流动时界面参数分布表现出明显的均匀化趋势。     

高温熔融物与金属堆腔相互作用实验研究

为掌握船用反应堆严重事故工况下压力容器失效初期堆芯熔融物热冲击对金属堆腔的破坏效应,开展了堆芯熔融物与金属堆腔相互作用机理实验。根据相似准则设计缩比金属堆腔实验装置,利用已有高温熔融物实验平台制备2 700 ℃高温氧化锆熔融物,通过特制卸料机构将高温熔融物卸料到实验段,对热冲击下实验段温度和变形响应特性及主要影响因素进行了研究。实验结果表明,高温熔融物进入金属堆腔初期,热冲击导致的金属堆腔最高温度为601 ℃,最大塑性变形量为0.44 mm,高温熔融物未导致金属堆腔热失效及断裂失效,金属堆腔实验段能保持完整。由于船用反应堆金属堆腔材料、结构和外部冷却条件更有利于保持金属堆腔完整性,基于实验结果推断,严重事故下压力容器下封头失效初期热冲击导致金属堆腔失效的风险较低。     

窄矩形通道弹状流中液弹特性研究

气-液两相弹状流广泛存在于核动力工程中,弹状流中液弹特性对弹状流模型的建立具有重要意义。利用高速摄像系统,对竖直窄矩形通道内弹状流中液弹特性进行可视化研究。研究结果表明,窄矩形通道中稳定液弹可分为3个区域:先导气弹尾流区、主流速度分布恢复区和稳定速度分布区。先导气弹尾流区形成机理为先导气弹尾部液膜壁面射流过程。气弹在液弹中所处区域对其特性影响显著;主流为层流及过渡流态时,尾随气弹特性受先导气弹影响显著。在充分发展湍流工况下,液弹中近壁面处轴向速度趋于稳定所需距离等于最小稳定液弹长度Lmin;Lmin随气弹长度增加而增大,随两相雷诺数增加而减小,其变化范围为9 Dh~17Dh。     

竖直圆管内空泡份额径向分布特性形成机制

在常温常压下,采用光纤探针测量方法对垂直上升大圆管中空气-水两相流动的空泡份额径向分布特性及形成机制进行研究。实验选用圆管直径为100 mm,气相、液相折算速度的范围分别为0.004~0.053 m/s和0.071~0.213 m/s。结果表明空泡份额径向分布随着气-液流量的不同,呈现出"核峰"或"壁峰"型分布特点;通过分析气泡所受到的横向升力和壁面力,表明二者对气泡横向运动的综合作用是造成空泡份额径向分布呈现出"核峰"或"壁峰"型分布的主要原因。     

竖直圆管内泡状流空泡份额径向分布实验研究

常温常压下,采用光学探针测量方法,对圆管（内径50 mm）内空气 水两相竖直向上泡状流空泡份额的径向分布特性进行了实验研究。结果表明,竖直圆管内泡状流空泡份额的径向分布随气液两相表观流速不同而变化。液相流速较高时空泡份额分布呈“壁峰型”,即中心区域变化平缓,近壁区出现峰值后迅速降低;液相静止时,随气相流速增加,空泡份额增加速度沿径向向外逐渐减小,气相流速较大时分布呈“核峰型”,即空泡份额随径向位置向外呈减小趋势;液相流速较低时分布呈现出过渡型。探针测量面积加权平均空泡份额与通过重位压降得到的空泡份额的相对偏差小于10%。     

竖直大圆管内两相流界面分布机理

采用光纤探针测量方法对垂直上升管中空气-水两相泡状流界面分布特性进行了研究。实验选用的圆管直径为100 mm,气相、液相表观速度的范围分别为 0~0.1 m·s^-1和0~1.0 m·s^-1。获得了界面面积浓度(IAC)、截面含气率、气泡直径等分布规律。通过气泡的受力分析,发现升力和湍流扩散力的综合作用导致了气泡的径向运动,而且升力对径向IAC分布的影响占主导地位;当气泡直径超过临界尺寸(5.7 mm)后,升力系数变为负值,使得升力指向管中心,进而导致了IAC分布由壁峰型向核峰型分布的转变。     

竖直大圆管内两相流动界面输运过程研究

采用光纤探针测量方法研究了垂直上升管中空气-水两相流动的局部界面面积浓度（IAC）和空泡份额等分布规律。实验选用的圆管直径为100 mm,气相、液相表观速度的范围分别为0～0.1 m/s和0～1.0 m/s。结果发现,影响径向IAC分布的因素主要为气泡通过频率。基于Ishii-Kim界面输运模型,对轴向IAC进行了计算;通过分析4种气泡间相互作用对IAC的影响,发现工作压力是影响轴向IAC变化的主要因素,最后给出了引入工作压力影响的轴向IAC计算关联式。     

池沸腾下朝向SA508钢表面临界热流密度特性试验研究

反应堆压力容器外部冷却（ERVC）是实现熔融物堆内滞留（IVR）的重要方案之一,而反应堆压力容器（RPV）外壁面的临界热流密度（CHF）决定了ERVC冷却能力的限值。为此建立小型CHF试验装置,并采用RPV用SA508钢制作试验块加热表面。以去离子水为试验工质,开展池沸腾下朝向CHF试验,研究真实RPV表面材料在不同倾角和过冷度条件下的CHF特性,及其老化效应对CHF的影响。结果表明：SA508钢表面极易氧化生锈,其CHF较不易生锈的铜和不锈钢表面要高;SA508钢表面CHF随倾角的增大而增加,但在30°附近存在转折,转折角以下范围内的CHF随倾角增加趋势不明显;CHF随过冷度的增加而增加,且基本呈线性变化。本试验有助于进一步认识RPV外壁面的CHF行为,为后续开展CHF增强方法研究奠定基础。