土压平衡盾构机穿越沣河掘进参数研究

西安地铁一号线三期韩非路站～沣河森林公园站区间下穿沣河,穿越区域主要为中、粗砂层等透水地层,可能与河道存在水力联系。为防止其发生喷涌、土仓失稳,对盾构掘进参数、碴土改良、同步注浆配比进行研究,结果表明：利用理论模型计算盾构参数与实际监测值基本符合,可指导盾构参数设置;碴土改良采用泡沫+膨润土,即可满足碴土改良要求;同步注浆可通过在130～180 kg/m³范围内调整水泥用量,缩短浆体的凝结时间,即可满足沣河高透水性注浆要求。试验段变形值的监测,最大值为18.6 mm,未达到预警值,且掘进中未发生喷涌事件,满足盾构掘进参数施工要求。     

严重事故条件下堆芯升温模拟

使用FLUENT计算流体程序数值模拟了AP1000在严重事故条件下的堆芯升温过程,目的是对堆芯裸露后并在其显著熔化前对堆芯升温的均匀程度进行比一体化事故程序MAAP更为详尽的研究,进行围筒和吊篮温度分析,同时评估MAAP程序堆芯升温计算结果。分析结果表明：在堆芯显著熔化时刻,堆芯围筒和吊篮已熔化,因此熔融堆芯将从侧面迁移进入下封头,同时对比证明MAAP程序关于堆芯升温的计算结果也是可接受的。     

对NOTRUMP-AP600程序缺少动量通量项的评估与修正

由于NOTRUMP-AP600程序的动量守恒方程缺少动量通量项,在分析用于模拟AP600核电厂的APEX试验台架小破口事故时,安全壳内置换料水箱注射流量和稳压器混合水位等参数的预测值和实验值有较大偏离。本文对此进行评估：1) 采用均相流和分相流模型计算动量通量项对AP600核电厂自动卸压系统（ADS）管路压降的影响;2) 采用FLOAD4程序对需修正的第4级ADS(ADS4)管路的两相流压降进行计算,预测ADS4管路内的压力分布,并用作修正NOTRUMP-AP600程序ADS4管路压降的基准。结果表明,对于AP600核电厂ADS4管路,输入阻力系数需增加60%。     

CAP1400非能动堆芯冷却整体试验关键现象分析

在CAP1400小破口失水事故中,非能动堆芯冷却系统所有设备均投入,显现复杂且独特的物理现象,为验证设计和程序以及识别重要现象,开展了CAP1400非能动堆芯冷却系统性能试验。整体试验台架主要特征为：1∶3高度比、最大工作压力9.2 MPa、等压模拟。试验结果表明,在小破口失水事故中堆芯不裸露,试验过程中发现了冷管段分层流产生机制、安注箱排空后氮气注射及其影响以及压力容器下降段流体温度不均匀性等关键物理现象。最后利用RELAP5程序对整体试验关键现象进行了分析和验证。     

垂直向上圆管环状流临界热流密度研究

预测高含汽量下的临界热流密度对于直流蒸汽发生器和事故工况下反应堆堆芯的安全性具有工程价值.本文基于液滴夹带、沉积和液膜蒸发理论,对垂直向上的均匀加热圆管内环状流的液膜厚度和液膜质量流速沿轴向的变化进行了预测.结果表明,当液膜蒸干时,干涸发生,此时的热流密度即为临界热流密度.将理论计算的临界热流密度值与实测值相比较,实验数据偏高,偏差在30%以内.     

低压下水欠热流动沸腾的两相CFD数值模拟研究

采用两流体(汽相和液相)基本数学模型,结合汽相和液相之间的界面传热、传质和动量交换封闭模型、汽泡平均直径模型、汽泡脱离直径模型、汽泡成核模型、汽泡脱离频率模型、欠热沸腾起始点模型和壁面热流密度分配模型,在CFD软件CFX4.4中采用用户自定义函数将相变引起的传热、传质和动量交换作为源项分别添加到汽相和液相的能量、质量和动量守恒方程中,对低压下内管加热外管绝热的环形通道内的欠热沸腾进行了数值研究,得到了欠热流动沸腾下汽相体积份额、液相速度、汽相速度分布等。采用Lee等的环形通道内低压下欠热沸腾体积份额实验数据对计算结果进行了验证,吻合良好。     

水和水蒸汽物性参数计算程序开发

水和水蒸汽物性参数的准确计算对核动力系统热工水力特性模拟是必不可少的．基于IAPWS—IF97标准，开发了求解热物性参数（压力、热力学温度、比热容、比焓、比熵、比内能、比定压热容、比定容热容）、输运物性参数（导热系数、动力粘度）和表面张力的程序．其功能：给定饱和压力或者饱和温度求解饱和水、饱和蒸汽的其他物性参数；给定压力、温度求解水在各个区域的物性参数；给定压力、焓求解水在各个区域的物性参数以及给定任意2个参数求解其他物性参数．并将实例计算结果与上海发电设备成套设备研究所杨宇开发的物性参数计算程序的计算结果进行了比较，基本相同．     

套管式双面加热蒸汽发生器的热工水力分析

为研究套管式双面加热蒸汽发生器在稳态和瞬态过程中的热工水力特性，建立了描述蒸汽发生器物理现象的一维均匀流数学模型。应用该模型，开发了可计算稳态和瞬态工况下一回路和二回路冷却剂温度场、焓场的直流蒸汽发生器热工水力程序。计算结果对直流蒸汽发生器结构设计、运行具有指导意义。      

水和水蒸汽物性参数计算程序开发

水和水蒸汽物性参数的准确计算对核动力系统热工水力特性模拟是必不可少的.基于IAPWS-IF97标准,开发了求解热物性参数(压力、热力学温度、比热容、比焓、比熵、比内能、比定压热容、比定容热容)、输运物性参数(导热系数、动力粘度)和表面张力的程序.其功能:给定饱和压力或者饱和温度求解饱和水、饱和蒸汽的其他物性参数;给定压力、温度求解水在各个区域的物性参数;给定压力、焓求解水在各个区域的物性参数以及给定任意2个参数求解其他物性参数.并将实例计算结果与上海发电设备成套设备研究所杨宇开发的物性参数计算程序的计算结果进行了比较,基本相同.