棒束临界热流密度流体模化研究

在空泡物理和自然循环重点实验室氟里昂热工实验装置上进行了CHF实验 ,实验段为9 5×1 0mm元件管组成的 4× 4棒束 ,并对其开展了 4× 4棒束CHF流体模化研究。在压力 1 5 9～ 2 73MPa、质量流速 4 88～ 2 0 80kg (m2 ·s)、临界含汽率 -0 2 0～ 0 3 0的工况范围内 ,采集了 1 70个 4× 4棒束CHF实验数据 ,并与压力 9 9～ 1 6 2MPa、质量流速 2 74～ 1 4 73kg (m2 ·s)、临界含汽率 -0 2 0～0 3 4工况范围内 ,以水为工质相同棒束实验段内的 2 0 6个棒束CHF实验数据进行比较 ,发现Ahmad补偿失真模型、张振杰模型和Stevens Kirby模型在上述工况范围内不再适用于棒束CHF的模化 ,这些模型的预测偏差均大于 2 0 %以上 ,而且棒束CHF模化的流量模化因子k明显地受压力、质量流量和入口含汽率的影响。据此提出适用于上述工况范围内 4× 4棒束CHF模化的流量模化因子k的关系式 ,其CHF预测偏差在± 1 5 %以内 ,均方根误差为 7 0 5 %。     

水平环形窄通道中的流动不稳定起始点和临界热流密度

本文研究了加热水平环形窄通道中过冷水流动不稳定起始点（OFI）和临界热流密度（CHF）。在OFI试验中，使用了6个不同的试验段，其内径均为6．4mm，环形间隙宽度为0．724-1．001mm，加热段长度为174～197mm。试验参数范围如下：冷却剂（水）质量流速85-1428kg／（m^2s），出口压力0．344、1．034MPa，入口温度50-150℃，表面热流密度0．124-1．0MW／m^2，内外热流密度比0-∞。此外，还在同样的入口温度和出口压力下用除气水和含空气的饱和水进行相似的试验，检验了溶解的不凝性气体对OFI的影响。共进行了138个OFI试验，以确认重要参数的变化趋势。在一维流体守恒方程的基础上提出了一个能很好预测OFI发生条件的理论模型，该模型假设在OSV点之前空泡份额为0，用拟合经验空泡率公式的方法，并考虑了OSV点之后的热力不平衡。 在CHF试验中，试验段内外直径分别为6．45mm和7．77mm（间隙宽度0．66mm），加热段长度185mm。试验参数范围如下：试验段出口压力0．344、1．034MPa，冷却剂（水）质量流速100-480kg／（m^2s），壁面热流密度0．231～1．068MW／m^2，入口水温30-60℃。试验得到的CHF值比垂直试验段结构的CHF预测值低。所有试验中的CHF均发生在较高平衡含汽率条件，位于流道上表面因干涸而发生的流动分层位置。数据通过两种方法进行关联：在3个广泛使用于垂直通道的CHF关系式中引入经验修正倍增因子和用补偿畸变方法进行数据关联。     

RELAP5对自然循环下临界热流密度的数值分析

临界热流密度(CHF)是导致沸腾传热变化而使发热元件表面发生传热恶化的现象。RELAP5等系统程序的CHF模型对于传热系统的安全分析有重要影响。基于RELAP5程序对单棒及三棒束自然循环CHF实验进行建模,并在CHF实验数据基础上对RELAP5中CHF预测值进行对比分析。实验装置是带有一个向上流动通道的自然循环回路。其中单棒束加热测试段由一根轴向非均匀加热的电加热棒及圆管外壁组成的环管状流道,三棒束流道由三根相同的轴向非均匀加热棒与三叶型的外管组成。实验条件为低压、低流量的自然循环流动:入口压力110～270 kPa、入口过冷度为10～70 K、自然循环流量0～400 kg/(m2·s)。依次以质量流量、入口压力和过冷度为基准参数对比分析实验值和RELAP5预测值。结果表明在低压、低流量及自然循环条件下,RELAP5中的CHF预测值随着质量流量的增大而增大,与入口压力及过冷度之间的依赖关系不明显。通过对实验值与模型计算值的比较得到,单棒束RELAP5模型预测的CHF值偏高于实验值,而三棒束RELAP5模型的预测值较实验值偏低。     

不同窄缝宽度下窄矩形通道中沸腾临界可视化流型及触发机理

窄矩形通道因具有结构紧凑等优点而被广泛应用于各个领域。为完善窄矩形通道中临界热流密度（Critical Heat Flux,CHF）的预测方法,提高反应堆安全性和经济性,本文进行了不同窄缝宽度下窄矩形通道内CHF可视化试验来探索CHF触发机理。实验同步采集不同窄缝宽度下可视化结果和热工水力数据,结果发现：当窄缝宽度分别为5 mm、3 mm、2 mm和1 mm时,在发生CHF时,通道内流型分别对应泡状流、弹状流、搅混流和环状流。在发生CHF前,在泡状流、弹状流和搅混流都存在温度波动。在环状流中CHF涉及到区域由初始的干斑逐渐扩展;在搅混流时CHF涉及到的区域较小;而弹状流涉及到的区域最广;在泡状流中加热壁面温度波动频率最高。当系统压力在1～4 MPa范围内、在窄缝宽度为1 mm时,系统压力与CHF之间存在非线性关系,而在其余通道中随着系统压力增加CHF增加。因此,窄缝宽度对窄矩形通道中CHF有非常重要的影响。本文分析结果可为CHF机理模型的建立提供思路。     

扁矩形通道CHF试验研究及其CHF关系式的分析评估

间隙在 1～ 3mm的具有大宽度的扁矩形通道 ,其临界热流密度与通常圆管及方管内的相比 ,具有自己不同的特点。对此在尺寸为 80mm× 3mm ,加热长度为 4 0 0mm和 80 0mm的扁矩形通道上 ,进行了上升流及下降流临界热流密度试验研究。并在此基础上 ,结合试验数据 ,对一些CHF预测关系式进行了分析评估。     

氟利昂CHF数据对压水堆工况下LUT-2006过冷CHF预测能力的评估

以R-134a为模化工质,在内径为8 mm的圆管中进行了临界热流密度（CHF）实验研究。讨论了R-134a的CHF参数变化趋势,评价了Katto的流体模化方法。结果表明,CHF仅受局部参数影响,长径比的影响可以忽略。R-134a的CHF参数趋势与典型水的CHF参数趋势相似。Katto的模化方法在低临界含气率甚至是负临界含气率下都有很高的精度。将R-134a的CHF实验数据通过模化方法转换成等效水数据,并与CHF查询表（LUT）-2006进行了比较。评价结果表明,即使在几乎没有过冷CHF数据的压水堆工况,LUT-2006仍具有很高的预测精度。      

桃山复式花岗岩体单颗粒锆石U-Pb年龄及地质意义（续前）

据分析数据（表4）可知,DGZ-13号样品测量数据点12个,表面年龄最大值为（436．3±6．9）Ma,最小值为（153．1±2．7）Ma。表面年龄数据可划分为2组：一组有6个,范围为（153．1±2．7）～（168．0±2．7）Ma;另一组有6个,范围为（393．6±7．0）～（436．3±6．9）Ma。     

近临界压力区垂直内螺纹管临界热流密度实验研究

在近临界压力区,对垂直上升内螺纹管流动沸腾的偏离泡核沸腾(DNB)型临界热流密度(CHF)现象进行了实验研究。试验段采用ф35 mm×5.67 mm六头内螺纹管。实验参数范围为:压力18~21 MPa,质量流速500~1 000kg/(m~2·s),进口过冷度3~5℃,内壁热负荷40~960kW/m~2。实验得到了不同工况下的内壁温度和传热系数分布特性,分析了流动参数对内螺纹管中DNB型CHF的影响,并根据实验数据拟合出两相区的传热关联式与临界热流密度(qCHF)预测关联式。内螺纹管的qCHF实验数据被用于与光管的qCHF预测值进行对比,发现内螺纹管具有一定的CHF强化作用,但当压力越靠近临界压力时这种作用会被抑制甚至消失。实验结果表明:在近临界压力下,内螺纹管会在低干度区甚至过冷区发生DNB现象,压力的增大和质量流速的减小均会使DNB提前发生。qCHF随压力的减小和质量流速的增大而增大。在特定工况下,试验段不同截面会分别发生偏离泡核沸腾与蒸干。     

放射性核素在页岩和黄土中的迁移研究

介绍了 8 5Sr和 1 34 Cs在页岩 ,85Sr、1 34 Cs和 6 0 Co在黄土中的迁移研究结果。在页岩中 85Sr、1 34 Cs的滞留因子分别为 80～ 1 0 2和 1 60 0 0 ,分配系数分别为 1 5～ 2 5 m L/ g和 41 85 m L/ g;85Sr、1 34 Cs和 6 0 Co在黄土中的滞留因子分别为 45 0～ 5 3 0、4.1× 1 0 4 ～ 4.6× 1 0 4 和 3 .2× 1 0 4 ～ 3 .6× 1 0 4 ,分配系数分别为 80～ 86m L/ g、7.3× 1 0 3～ 7.5× 1 0 3m L/ g和 5 .7× 1 0 3～ 5 .8× 1 0 3m L/ g。结果表明 ,页岩对 85Sr和 1 34 Cs有较强的吸附性 ,黄土对 85Sr、1 34 Cs和 6 0 Co的吸附性极强。     

环形窄通道内过冷沸腾起始点的实验研究

在1.0-4．5MPa的压力范围内研究了1．2mm间隙环形窄缝通道内过冷沸腾起始点．分析了部分热工参量对沸腾起始点的影响。引入双面加热影响因子．对环形窄缝内过冷沸腾起始点的数据进行回归分析,得出了适用于环形窄缝过冷沸腾起始点的实验关系式     

模拟压水堆小破口失水事故喷放阶段临界时间的实验研究

CHF是压水堆中的一个重要的物理现象,t_(CHF)决定了压水堆发生失水事故后安全保护系统必须投入的时间,因此对瞬态CHF和t_(CHF)的研究具有重要的理论和实际意义,对压水堆运行具有参考价值。本文通过模拟小破口,利用直接通电均匀加热的垂直圆管作为实验段以及精心设计的喷放段,对t_(CHF)进行研究,给出了定量的结论。本实验的工况参数范围是:P=0.7～2.2 MPa,△T_(sub)=50～120℃,G=1750～2800 kg/m~2·s,q=0.3～1×10~5W/m~2     

低压临界热流密度公式评述

本文介绍５０年代以来，欧美及日本学者提出的多种低压临界热流密度（ＣＨＦ）公式及其特点。在分析比较的基础上，指出了选用低压ＣＨＦ公式应注意的事项及在这方面我国目前急待解决的问题。     

CHF关系式开发与DNBR限值确定方法研究

对反应堆内临界热流密度(CHF)关系式开发中的关键问题(如冷壁效应、非均匀加热因子、数据统计处理等)进行研究,并以公开发表的CHF试验数据为基础,完成自主化CHF关系式初步拟合和关系式限值确定。在对计算结果进行详细统计分析的基础上,建立了一套严密的统计处理方法以确定CHF关系式DNBR限值。     

倾角变化的窄缝通道内CHF理论模型

对倾角变化的矩形窄缝通道的临界热流密度(CHF)进行分析,基于逆向对流限制(CCFL)机理建立相应的理论分析模型,并将该理论模型的预测结果与已有的实验结果进行对比。结果表明:当矩形窄缝通道尺寸为1 mm和2 mm,且倾角在范围在15°~90°时,预测结果与实验值符合得比较好;在倾角小于15°时,理论模型对CHF的预测明显小于实验值;修正的Katto-Kosho关系式可以比较准确地预测倾角小于15°时的CHF值;当通道尺寸为5 mm和10 mm时,预测值比实验值大,这表明基于CCFL机理的CHF预测理论模型仅适用于通道尺寸小于等于2 mm的窄缝通道。     

纳米流体饱和池沸腾传热及CHF模型研究

纳米流体传热是一种新兴的换热方式,目前研究多集中在单相研究领域,而纳米流体沸腾传热特性的相关研究较少。本文采用热通量拆分方法,将壁面传热分为4种模型(微液层蒸发、气泡脱离前的瞬态导热、气泡脱离后的瞬态导热以及微对流换热),对这4种模型的传热量分别进行计算,结合壁面核化中心密度等参数,计算了壁面平均传热系数和CHF。结果表明,本文计算结果与国际上已发表的实验数据符合较好,充分验证了所建立模型的合理性。     

Analytical model for CHF in narrow gaps with surface orientation effects

The CHF in rectangular narrow gaps has been investigated to develop a reasonable predictive model for CHF, accounting for the surface orientation effects. The model was based on Wallis formulation of the counter current flow limitation (CCFL) for flooding of the flow entrance gap. The results by the predictive model were compared with the experimental data by Kim and Suh (2003), and a good agreement was obtained for gap sizes of 1 mm and 2 mm with surface inclination angles ranging from 15° to 90°. However, when the surface inclination angle was less than 15° (nearly downward-facing position), the predictive model underestimated the CHF. A modified Katto–Kosho correlation based on Kutateladze approach was further proposed and it could predict the CHF well for inclination angles less than 15°, due to the surface tension effects. For the gap sizes of 5 mm and 10 mm, the predictive results were far larger than experimental data by Kim and Suh. And the large differences between the predictive results and experimental data were attributed to the fact that the mechanism of CHF in large gap is quite different from a narrow gap. It indicated that the validity of the model based on CCFL was limited to gaps of less than 5 mm. The present work is instructive for the safety analysis of the lower head of PWR in case of core meltdown during severe accident.     

熔融物与下封头间球形窄缝通道内CHF理论研究

严重事故下熔融物与下封头间球形窄缝通道的存在对于下封头结构的完整性有一定的积极意义。本工作通过理论分析，在汽液两相间逆向对流限制机理的基础上提出了球形窄缝通道内的CHF机理模型和预测关系式，预测结果与实验数据符合较好，验证了所建模型的正确性，并进一步分析了系统压力、熔融物半径、间隙尺寸等关键参数对临界热流密度的影响规律。利用本工作的预测模型对三哩岛（TMI-2）事故后堆芯熔融物特性进行了计算分析，结果表明，熔融物与下封头内壁面间的球形窄缝可有效带走堆芯余热，保证了下封头的完整性。     

高流速下窄矩形通道内临界热流密度试验研究

在常压下,对具有窄间隙的矩形通道进行了下降流大流速临界热流密度试验研究。研究发现：大流速下临界热流密度随着流速的增加而呈线性增加,随出口含汽量的增加而减小Sudo公式的预测值较试验值要小在人口参数相同时。即相同的人口过冷度和质量流速式矩形通道的长度对临界热流密度的影响较小;如果从出口质量流速和出口含汽量来看,在相同的出口参数下,长度的增加将显著降低临界热流密度。     

基于RELAP5平台的LOCA评估程序中喷放模型与CHF模型的修改与验证

为开发核电厂保守性的冷却剂丧失事故(LOCA)安全评审用程序,本文按照10CFR50附录K的核电厂失水事故评估模式要求,对RELAP5 / MOD3.3的两相喷放模型与临界热流密度(CHF)模型进行了修改,并与Marviken Test-22和ORNL THTF相关试验结果分别进行比较,探讨了模型修改的合理性与保守性,为进一步完成认证级LOCA安全评估程序奠定了初步基础.