反应堆压力容器直接安注热分布特性研究

我国非能动系列压水堆将应急冷却系统冷却水的注入管道直接连接于压力容器上,与传统的冷管段安注不同,这种安注方式被称之为反应堆压力容器直接安注。本文以安注条件下的反应堆压力容器为研究对象,采用物理实验与数值分析结合的方法,对安注流体在压力容器表面形成的热分布形态进行研究。研究发现,不同于传统的主管道冷段斜接管安注方式,直接安注条件下安注流体在下降环腔中的分布形态接近于等腰三角形。以实验结果为基础,结合数值计算验证,发现了压力容器热分布角与流速比成正比关系,并进一步提出了安注流体分布计算模型,从而为反应堆安全设计提供参考。      

波动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波动管小破口尺寸失水事故实验,研究波动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。模块化小型反应堆发生失水事故后,压力平衡管和安注管线内流体的密度差可以驱动堆芯补水箱(CMT)内的冷流体注入反应堆压力容器,压力平衡管裸露后CMT安注流量出现波动;安注箱(ACC)的安注对事故初期的堆芯冷却效果显著;经自动卸压系统卸压后,内置换料水箱(IRWST)可以对堆芯进行持续稳定的安注和冷却。研究结果表明:波动管小破口失水事故中,非能动安注系统可以对堆芯进行有效注水,并带走堆芯衰变热量。     

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。     

承压热冲击下压水堆压力容器壁面换热特性的数值模拟研究

为了研究压水堆因安注冷水直接注入反应堆压力容器下降环腔而导致的承压热冲击（PTS）热工水力问题，基于1∶10比例模型，应用计算流体力学商用软件FLUENT5．4进行了紊流流动换热的数值模拟分析，同时进行了常压传热实验研究。针对下降环腔折算流速0．5m/s，安注流速10m/s的典型工况，研究了压力容器下降环腔的壁面换热特性。通过分析下降环腔内的流动及混合特性，从流动机理上解释了压力容器内壁上准重接触点附近换热强烈的现象，并指出壁面换热强弱与近壁流体紊流脉动动能密切相关，为热冲击分析提供参考。     

直接安注反应堆压力容器下降环腔内射流传热试验研究

失水事故工况 (LOCA)下反应堆下降环腔内的流动和传热研究 ,对反应堆压力容器 (RPV)的安全具有重要的意义。通过对一种直接安注的反应堆压力容器内流动和传热的研究 ,将流动分为横穿射流和冲击射流 ,比较了在两种射流下下降环腔内流动和传热的特点 ,分析了流速比和对流换热系数及温度的关系 ,当流速比在 1～ 1 0时 ,流动属于横穿射流 ,对流换热主要由环腔流速决定 ;流速比大于 1 0后 ,属于冲击射流 ,环腔内对流换热主要决定于安注流速 ,此时局部对流换热能力随安注流速的增加而增加     

PTS瞬态流动与换热数值模拟研究

为了研究压水堆因“直接安注”冷水注入压力容器下降环腔而导致的承压热冲击（PTS）热工水力问题,基于1:10比例模型,应用计算流体力学软件FLUENT5.4进行了紊流流动换热的数值模拟分析,同时进行了常压瞬态传热实验研究。针对下降环腔折算流速0.5 m/s,安注流速10m/s的典型工况,研究了安注水开启后下降环腔内的瞬态流动换热特性,数值模拟与实验结果吻合良好。考察了压力容器安注接管出口区环形焊缝区及堆芯段筒体中子强辐照区所承受的热冲击状况,基于稳态流动研究了下降环腔内流体混合特性及流动机理,为热冲击分析提供参考。     

承压热冲击下DVI接管动态应力特性研究

压力容器直接注入（DVI）接管在热冲击下的动态应力特性对于反应堆压力容器（RPV）结构完整性评估具有重要意义。建立了含DVI接管的RPV压力壳热流固耦合数值计算模型,并进行了验证分析;然后研究了蓄压安注箱（ACC）和堆芯补水箱（CMT）安注时RPV筒体和DVI接管热工水力特性;最后分析了热冲击下RPV筒体和DVI接管连接高应力区的温度分布、等效应力和等效塑性应变分布特性。研究结果表明,ACC安注阶段RPV筒体和DVI接管连接区存在较大的温度梯度和等效应力,且发生了局部塑性变形。若发生承压热冲击事件,应控制好DVI接管连接区温差,确保反应堆压力容器的结构完整性。本文开发的热冲击下热流固耦合数值计算模型和计算方法可用于核岛内DVI接管与RPV筒体的安全性评价,也可用于类似承压结构在热冲击下的动态应力特性分析。      

铅基研究堆燃料组件阻力特性模拟实验与分析

燃料组件是反应堆的核心部件,冷却剂在堆芯组件内部流动的流动阻力特性是反应堆热工水力特征的重要参数之一。本文以中国铅基研究堆(CLEAR-I)燃料组件为实验模型,利用水作为工作介质,基于雷诺数Re相似准则,间接研究燃料组件在铅基合金冷却剂中的阻力特性,通过测量常温水在不同流速下流经燃料棒束产生的压降值,获得Re在4000~43500范围内摩擦因子随Re变化的关系式,并将阻力模型Rehme关系式和Novendstern关系式的理论分析与实验数值进行了对比研究,结果表明,两个阻力计算模型与实验最大相对误差分别为18.9%和35.6%。     

受压热冲击下反应堆压力容器内流动和传热研究综述

在发生反应堆失水事故（LOCA）时，紧急安注导致的受压热冲击（PTS）对反应堆压力容器（RPV）的安全有着重要影响，对于失水事故下反应堆压力容器内流动和传热的研究，发达国家已经进行了很年，在试验模拟和数值计算方面均取得了很多的成果，随着我国近年来核电技术的进步，对失水事故下RPV的完整性展开了研究工作，本文总结了国内外该方面研究工作，研究工作中存在的问题和发展的方向进行了探讨。     

混合能谱超临界水堆失流事故缓解措施研究

使用改进的系统程序RELAP5建立了一个混合能谱超临界水堆(SCWR-M)模型。为研究混合能谱超临界水堆失流事故特性,以获取缓解混合能谱超临界水堆失流事故的措施,选取反应堆冷却剂泵惰转时间、压力容器上部储水空间容积和安注流量作为主要参数进行分析。研究表明,混合能谱超临界水堆系统的设计是可行的。反应堆冷却剂泵惰转15 s,压力容器上部水空间容积大于27 m³,以及安注流量高于系统满功率稳态流量的5%是缓解混合能谱超临界水堆失流事故的主要措施。     

压水堆严重事故下封头热斑计算

压水堆堆芯熔化事故情况下,下封头热斑会造成压力容器局部过热,导致临界热流密度发生。利用FLUENT软件对堆芯熔化事故时的下封头热斑进行计算,从流动和换热角度预测热斑导致的下封头薄弱环节。计算结果表明:堆芯熔化事故时,压力容器下封头存在两处最薄弱的位置,分别为下封头正下方正对外部冷却水位置和氧化壳与压力容器交界处。特别是在氧化壳与压力容器交界处,由于多种原因导致临界热流密度发生,使得该处熔化严重。通过设置延伸小管和附加冷却水可延迟压力容器壁面熔穿的时间。     

CAP1000反应堆堆内构件在直接安注下流动传热特性研究

在CAP1000反应堆中，使用了压力容器直接安全注射方式。由于安全注射管嘴和堆内构件的布置方式可能导致堆内构件承受较强的低温水影响，本文研究了吊篮外壁上布置的关键部件的表面温度分布及对流换热能力。使用缩比模型实验测量了堆内构件关键部位在不同安全注射条件下的壁面温度分布和换热系数，使用数值分析获得了堆内构件表面整体温度分布和换热系数。研究得到了辐照监督管顶部等危险区域上几个关键点的壁面温度和换热系数与安全注射条件间的无量纲关联式。      

快堆钠-空气热交换器翅片管传热及阻力特性试验研究

钠-空气热交换器是钠冷快堆事故余热排出系统的重要设备之一，与外界环境一起构成事故下反应堆余热的最终热阱。由于钠-空气热交换器的换热管采用垂直布置的翅片管结构，空气在不同位置处冲刷换热管的流速以及角度不同，导致其传热特性及阻力特性与传统翅片管换热器有很大不同。本文以钠-空气热交换器工程设计需求为研究背景，设计了两种试验件分别进行空气冲刷角度为90°和30°时翅片管束传热与流动阻力特性试验研究。试验结果表明：对于相同管排，空气冲刷角度为90°时的翅片管的换热系数及阻力系数明显大于空气冲刷角度为30°时的翅片管；对于相同空气冲刷角度下的不同换热管排，第2排翅片管的换热系数最大。本文研究为钠-空气热交换器的设计及优化提供了理论依据。     

针翅管传热与压降特性研究

以润滑油为换热介质,对整体针翅管传热与阻力特性进行了理论分析与试验研究,研究结果可为针翅管的优化设计提供参考。在换热介质纵向冲刷换热管的条件下,对不同针翅长度的3种整体针翅管与光管进行了传热与阻力试验。结果表明：整体针翅管对润滑油换热具有很好的强化能力,在本试验范围内,整体针翅管对油流体扰动强烈,换热强度是同条件下光管的2~6倍;针翅长度是影响针翅管压降的主要因素,在雷诺数达300时,压降曲线出现转折。     

Experimental Study on Heat Transfer and Resistance Characteristics for Finned Tube of Fast Reactor Sodium-air Heat Exchanger

Sodium-air heat exchanger is one of the important equipment in the decay heat removal system of sodium-cooled fast reactor, which together with the external environment constitutes the final heat trap for the residual heat of a reactor. Due to the vertically arranged finned tube structure adopted by the heat exchanger tubes of the sodium-air heat exchanger and the difference of the flow direction and velocity of the air at the different positions, the heat transfer and resistance characteristics are very different from of traditional finned tube heat exchanger. In this paper, based on the engineering design requirements of sodium-air heat exchanger, two kinds of experimental specimens were designed to study the heat transfer and flow resistance characteristics of finned tube bundles with air flow angles of 90° and 30°. The experimental results show that the heat transfer and resistance coefficients of the same finned tube with air flow angles of 90° are significantly greater than those of the finned tube with air flow angles of 30°. For the same air flow direction, the second finned tube has the largest heat transfer coefficient. The research provides a theoretical basis for the design and optimization of sodium-air heat exchanger.     

针对REPEC加热实验的RELAP5程序模拟与分析

为研究压力容器外部流道的冷却能力及流动传热过程,在反应堆压力容器外部冷却(REPEC, Reactor Pressure vessel External Cooling)实验台架前期加热实验的基础上,采用RELAP5程序对实验工况进行模拟和对比。模拟结果与实验数据一致性较好。随加热热流、进出口面积的增加,系统内自然循环流量也增加;入口欠热度对自然循环流量的影响不是很明显;近饱和沸腾条件下,系统出现明显的两相不稳定流动。     

DVI管线破裂始发严重事故的IVR分析

本文选取了直接注入管线破裂始发的严重事故,分析堆芯熔融物压力容器内保持（IVR）策略实施以后压力容器下腔室内堆芯碎片和压力容器下封头的响应、堆芯碎片与压力容器壁面的传热、压力容器外壁面与堆腔水之间的传热以及压力容器不同区域的热流密度。研究表明,该事故序列下未发生下封头蠕变失效,区域4有最早发生蠕变失效的可能性。