高温颗粒落入水中瞬态过程的数值模拟

以液膜质量、动量和能量守恒方程为基础提出了一个高温颗粒在冷却剂中运动的瞬态理论模型.由于高温颗粒在冷却剂中运动的瞬态复杂性,利用适合于求解大条件数的Gear算法对该模型进行了数值模拟.求解过程中采用自适应技术处理高温颗粒在冷却剂中运动时周围蒸汽膜不断变动的动边界问题,得到高温颗粒下落速度的理论计算值,并与实验值进行比较,得到了蒸汽膜的温度、厚度以及作用力等瞬态数值模拟结果.     

高温颗粒下落冷液中沸腾运动过程实验研究

高温颗粒在粘滞性冷液中沸腾蒸发瞬变运动引发蒸汽爆炸的工程安全问题,其流体动力特性与人们熟知的颗粒在粘滞性流体内的运动特性完全不同,是一多相热物理基础问题,涉及的过程和现象十分复杂.利用本实验室设计和建立的研究高温颗粒与冷却剂相互作用的实验装置,通过高速摄影记录小球的下落过程,分别进行了单个、多个粒子在不同温度和不同冷液过冷度条件下的系列试验,获得了下落小球运动过程曲线,从中得出一些有意义的结论,并为进一步研究高速瞬态蒸发传热奠定了实验基础.     

高温小球下落冷池运动机理的实验研究

高温颗粒在粘滞性冷液中沸腾蒸发瞬变运动引发蒸汽爆炸是一个工程安全问题.利用实验室设计建造的高温颗粒下落冷池沸腾可视化实验装置,通过高速摄影记录小球在冷液中的下落全过程,分别进行了单个高温小球在不同粒径、不同温度和不同冷液过冷度条件下的一系列试验,并对实验结果进行了分析和讨论.文章指出,高温小球的温度、直径和冷液过冷度是影响小球运动速度的重要因素.     

高温小球在冷却剂中运动阻力特性的研究

通过实验．研究了高温小球在冷却剂中的运动阻力特性,揭示出高温难挥发的熔融物与低温易挥发的冷却剂相互作用的粗混合阶段具有特殊结构高温熔融金属液滴在冷却剂中的运动规律。研究结果对于开发多成分多相分析程序和研究核电站严重事故中燃料与冷却剂的相互作用具有重要意义一     

高温颗粒在液面下运动的蒸发阻力模型

在蒸汽爆炸的粗混合过程中,由于液体的快速蒸发,高温颗粒周围会产生一层很薄的蒸汽膜,此时高温颗粒周围的边界层流动与没有液体蒸发时有很大差别.因此,采用常温情况下颗粒在连续液体中运动时的阻力模型是不适用的.本文通过受力分析,考虑高温颗粒受力的分布及表面蒸发对颗粒运动的影响,提出了单个高温颗粒在液面下运动时的蒸发阻力模型.理论分析表明,蒸汽膜的厚度对阻力大小有很大的影响,在蒸汽膜的生长初期,除了相对速度较高的情况,蒸发阻力要大于一般阻力模型的计算值.计算结果表明,除非初始汽膜厚度或相对速度很大,否则计算高温颗粒在液面下运动的阻力时必须要考虑蒸发阻力.     

多维熔融物与冷却剂相互作用分析程序COSMETRIC的开发与验证

基于MCBA-SIMPLE算法开发了自主化的多维熔融物与冷却剂相互作用分析程序COSMETRIC。为验证该程序，针对熔融物与冷却剂相互作用实验KROTOS的典型工况进行了模拟计算。通过与KROTOS37实验结果对比，验证了程序模拟高温熔融物与冷却剂混合过程中熔融物液柱碎化、熔融物液滴迁移以及冷却剂蒸发的能力；通过与KROTOS21实验结果对比，验证了程序对蒸汽爆炸压力脉冲峰值及传播速度预测的合理性。在此基础上，对KROTOS21爆炸工况计算的初始空泡份额、熔滴水力学碎化无量纲时间和熔融物碎片初始直径等参数进行了敏感性分析，评估了这些参数对最终压力脉冲的影响。敏感性分析结果发现，较大的初始空泡份额会抑制压力峰值和传播速度；增大熔融物碎片初始直径和水力学碎化无量纲时间，会提升压力波传播速度，降低压力峰值。     

堆芯紧急冷却安注热混合实验研究

以核电厂压水堆中失水事故(LOCA)堆芯紧急安注系统(ECCS)启动后安注接管与冷管段的T型管处冷、热流体混合为研究对象,进行安注管和主管道内过冷水-高温冷却剂的热混合特性实验以及过冷水-汽水混合物直接接触冷凝特性实验,通过缩比尺寸实验对热混合相关现象进行研究。结果表明,单相热混合实验管内温度场随不同射流流型成一定分布;两相热混合工况安注后冷凝量随主管蒸汽量变化而成线性分布,并总结实验数据形成适用于本实验直接接触冷凝相关关系式。     

膜态沸腾下高温颗粒热动力特性理论分析

对膜态沸腾条件下冷液中运动高温球传热阻力耦合特性理论模型进行了分析,以液膜质量、动量和能量守恒方程为基础,结合对高温颗粒在冷却剂中运动的详细受力分析,提出了一个基于特殊复合结构的高温颗粒在冷却剂中运动的传热阻力数学物理模型.对该模型进行数值分析求解,得到高温颗粒下落速度的理论计算值,并与实验值进行了比较.     

竖直圆管内向上流动的干涸实验研究

在直径为8.2 mm的竖直向上均匀加热圆管上进行了干涸型临界热流密度实验研究，加热长度2.4 m，压力3.2～19.7 MPa，质量流速963～2 707 kg/（m²•s），进口欠热度34～213 ℃，出口含汽率0.11～0.78。研究发现：临界热流密度随进口欠热度、质量流速的增加而线性增加，随出口含汽率的增加而迅速减小。通过对临界气液两相参数的分析发现，本实验参数范围内，蒸汽速度是导致干涸的主要原因。当达到临界蒸汽速度时，近壁面液体消失触发临界。随压力的增加，表面张力逐渐减小，液膜更易被撕裂，因而临界蒸汽速度随压力的增加而减小。从高压实验数据出发得到临界蒸汽速度U_cr，参考Steen和Wallis推荐的夹带开始速度U₀，建立了预测临界蒸汽速度的模型：U_cr=25U₀+4。利用低压实验数据对预测模型进行了验证，符合较好。     

水蒸汽爆炸粗混合阶段机理研究的实验设计

高温颗粒在粘滞性冷液中沸腾蒸发瞬变运动引发蒸汽爆炸的工程安全问题，其流体动力特性与人们熟知的颗粒在粘滞性流体内的运动特性完全不同．是一个多相热物理基础问题．涉及的过程和现象十分复杂。为了验证高温颗粒在粘滞性冷液中下落阻力特性的蒸发曳力模型，设计了高温颗粒下落冷池沸腾可视化实验装置。     

大破口失水事故工况下碳化硅惰性氧化模型研究

与传统Zr包壳相比，SiC复合包壳具有更好的辐照稳定性、高温机械性能和抗氧化能力，可有效缓解事故进程，增加事故应对时间。在大破口失水事故工况下，SiC复合包壳会与低压高温水蒸气发生惰性氧化反应而持续损耗。SiC材料的惰性氧化反应分为两个过程：SiC抛物线型氧化过程和SiC表面氧化产生的SiO₂的线性挥发过程。本文应用修正的Deal-Grove模型和传热/传质类比法研究SiC的抛物线型氧化速率和SiO₂的线性挥发速率，并基于纯水蒸气环境下SiC氧化实验数据和SiO₂线性挥发实验数据，获得了SiC抛物线型氧化速率常数模型和SiO₂线性挥发速率常数模型。理论模型分析结果显示，在大破口失水事故后低压高温纯水蒸气氧化条件下，SiC材料的氧化速率常数较Zr合金低约2~3个数量级，导致SiC材料的损耗速率远低于传统Zr包壳的损耗速率。     

Experimental study on the direct contact condensation of steam jet in the passive safety injection tank

The direct contact condensation and subsequent thermal mixing by the injected steam jet onto a quiescent coolant inside a tank were examined experimentally to simulate the phenomena in passive safety injection systems. Specifically, the influence of the steam injection velocity was studied. Even though the total flow rate of injected steam was unchanged, the pressure inside the tank increased quickly at the larger nozzle diameter. Additionally, at a larger nozzle diameter, the thickness of the thermal mixing zone decreased because the amount of direct contact condensation decreased. For the in-depth study on the role of the nozzle size for the thermal mixing, the particle image velocimetry method was used to understand the flow field of water inside the tank. The visualization results demonstrated the formation of a flow field in the coolant due to the expansion and contraction of the steam–air mixture boundary. Furthermore, the thermal mixing zone was found to be closely related to the penetration depth. Finally, a variety of penetration models were examined and compared against the experimental observation. The correlations based on the steam condensation approach under-predicted the penetration depth, whereas the approach that considers the momentum of non-condensable gas gave the reasonable prediction capability.     

高温堆非纯氦气中预氧化对3种高温合金的腐蚀行为影响研究

高温气冷堆（简称高温堆）中,由于一回路冷却剂氦气中含有微量（ppm级）不纯杂质,其在高温环境中会对高温堆合金材料造成腐蚀,影响设备的性能。Inconel 617、Hastelloy X、Incoloy 800H是3种高温堆中间换热器及蒸汽发生器设备候选材料。研究表明,镍铬合金在高温下表面生成的富铬氧化层是防止合金在高温下发生严重腐蚀的重要因素。本文对3种合金在高温含杂质氦气中的腐蚀行为进行研究,探究预氧化对3种合金腐蚀行为的影响。并通过称重、扫描电镜、X射线能谱、电子探针显微分析仪以及碳硫分析仪对腐蚀结果进行分析。结果表明,3种合金均出现了不同的氧化和渗碳现象,预氧化对Hastelloy X合金抗腐蚀能力的提升不明显,对Inconel 617合金的抗氧化和渗碳能力有一定提升,对Incoloy 800H合金的抗渗碳腐蚀能力有一定提升。     

反应堆压力容器下腔室交混特性的数值模拟方法研究

反应堆冷却剂系统蒸汽管道发生破口事故后,硼溶液在反应堆压力容器下腔室的对流交混特性对于反应堆安全分析及事故后缓解与抑制策略制定均有重要作用。本文基于实验结果分析了反应堆压力容器下腔室的交混特性及浓度扩散过程,采用数值模拟方法结合实验数据比较了几种主要模型计算结果的准确性与可靠性。分析结果表明,压力容器下腔室的交混特性呈现出外围扩散特征,温度梯度法与组分输运模型具备描述浓度梯度扩散过程的能力,但在细节分布上仍存在进一步改善与优化的空间。     

DEM-CFD simulation of modular PB-FHR core with two-grid method

For designing and optimizing the reactor core of modular pebble-bed fluoride salt-cooled high-temperature reactor (PB-FHR),it is of importance to simulate the coupled fluid and particle flow due to strong coolantpebble interactions.Computational fluid dynamics and discrete element method (DEM) coupling approach can be used to track particles individually while it requires a fluid cell being greater than the pebble diameter.However,the large size of pebbles makes the fluid grid too coarse to capture the complicated flow pattern.To solve this problem,a two-grid approach is proposed to calculate interphase momentum transfer between pebbles and coolant without the constraint on the shape and size of fluid meshes.The solid velocity,fluid velocity,fluid pressure and void fraction are mapped between hexahedral coarse particle grid and fine fluid grid.Then the total interphase force can be calculated independently to speed up computation.To evaluate suitability of this two-grid approach,the pressure drop and minimum fluidization velocity of a fluidized bed were predicted,and movements of the pebbles in complex flow field were studied experimentally and numerically.The spouting fluid through a central inlet pipe of a scaled visible PB-FHR core facility was set up to provide the complex flow field.Water was chosen as liquid to simulate the molten salt coolant,and polypropylene balls were used to simulate the pebble fuels.Results show that the pebble flow pattern captured from experiment agrees well with the simulation from two-grid approach,hence the applicability of the two-grid approach for the later PB-FHR core design.     

Study of steam, helium and supercritical CO2 turbine power generations in prototype fusion power reactor

Power generation systems such as steam turbine cycle, helium turbine cycle and supercritical CO₂ (S-CO₂) turbine cycle are examined for the prototype nuclear fusion reactor. Their achievable cycle thermal efficiencies are revealed to be 40%, 34% and 42% levels for the heat source outlet coolant temperature of 480 °C, respectively, if no other restriction is imposed. In the current technology, however, low temperature divertor heat source is included. In this actual case, the steam turbine system and the S-CO₂ turbine system were compared in the light of cycle efficiency and plant cost. The values of cycle efficiency were 37.7% and 36.4% for the steam cycle and S-CO₂ cycle, respectively. The construction cost was estimated by means of component volume. The volume became 16,590 m³ and 7240 m³ for the steam turbine system and S-CO₂ turbine system, respectively. In addition, separation of permeated tritium from the coolant is much easier in S-CO₂ than in H₂O. Therefore, the S-CO₂ turbine system is recommended to the fusion reactor system than the steam turbine system.