矩形窄缝通道内再淹没过程骤冷温度研究

反应堆失水事故后，堆芯再淹没过程是维持燃料元件完整性以及缓解事故严重程度的重要手段之一。骤冷温度是再淹没过程关键参数，对了解再淹没过程先驱冷却与骤冷过程有着重要意义。本文基于双面加热的矩形窄缝通道试验装置，研究了矩形窄缝通道内再淹没过程，探究了初始壁面温度、加热功率、冷却剂流速、冷却剂过冷度、压力等对骤冷温度的影响，并通过量纲分析手段，提出了矩形窄缝通道内骤冷温度预测模型。结果表明，骤冷温度随初始壁面温度、加热功率、压力的升高而升高，与冷却剂流速与入口过冷度相关性较小，提出的骤冷温度预测模型预测效果良好。     

矩形窄通道再淹没现象实验和数值研究

在反应堆发生大破口事故时,再淹没阶段可以有效地降低燃料元件温度,防止堆芯熔毁。为了预测再淹没过程中板状燃料元件的换热特性,进行了竖直矩形窄缝通道底部再淹没过程的实验研究。针对实验工况,基于商用软件CFX,通过耦合分析加热板和流体的方法研究竖直矩形窄缝通道底部再淹没过程。通过将数值模拟结果与实验结果进行对比,评价了相关模型的适用性,并验证了计算流体动力学(Computational Fluid Dynamics,CFD)方法在预测再淹没过程的有效性。基于验证后计算模型,对壁面初始温度、入口流速对再淹没过程的影响进行了分析,获得了相关初始条件对壁面温度变化的影响规律。     

环形燃料棒束再淹没行为实验研究

环形燃料是一种可在维持或提升安全裕度的前提下大幅提高反应堆经济效益的新型压水堆燃料,由于其双面冷却的特点,环形燃料在LOCA再淹没阶段的热工水力行为与传统实心燃料存在显著差异。现有关于环形燃料再淹没行为的实验研究鲜有报道。本研究基于自主设计的高温环形电加热棒建立了环形棒束再淹没实验装置,开展了3×3环形棒束底部再淹没实验研究,探究了环形棒束再淹没典型物理过程及不同工况下再淹没关键参数的变化规律。结果表明,环形棒束再淹没物理过程与传统实心棒束类似,且内外通道的骤冷前沿推进和传热模式变化趋于同步。在同一时刻下,环形棒内外壁面间存在温度梯度。骤冷前沿推进速度随再淹没速度和过冷度的增大而增大,随峰值包壳温度和线功率密度的增大而减小。此外,定位格架在低流速、低过冷度与高壁温工况下能显著提升下游的骤冷前沿推进速度。     

基于RELAP5的窄缝通道再淹没模型适应性研究

基于Saxena窄缝通道再淹没实验,评价RELAP5再淹没模型对窄缝通道的适用性。研究表明,现有的RELAP5程序高估了骤冷前沿推进速率,对于壁面温度的预测也存在较大偏差。结合国内外对窄缝通道临界后热工水力特性的认识,从热工水力机理出发分别对RELAP5再淹没相间摩擦、单相蒸汽传热、膜态沸腾传热、临界热流密度等模型进行修改,初步建立窄缝通道再淹没计算模型。该模型计算结果与Saxena实验结果符合较好。     

5×5均匀加热棒束底部再淹没实验研究及热工安全分析程序评价

核反应堆安全分析中的冷却剂丧失事故（Loss of Coolant Accident,LOCA）是反应堆安全的重要研究对象之一，LOCA事故中的再淹没阶段棒束通道内的热工水力行为是其中一个十分关键的问题。利用西安交通大学核安全与运行研究室的膜态沸腾实验平台，本文开展了对5×5均匀加热棒束开展了底部再淹没实验研究。通过求解一维瞬态逆导热问题获得再淹没过程中加热棒束的表面参数，探究了不同实验条件对骤冷前沿推进速度的影响，使用热工安全分析程序RELAP5对实验结果进行对比计算，总结了其在模拟再淹没过程中存在的问题。结果表明：1）再淹没过程中高进口流量、高入口过冷度和低功率密度更有利于骤冷前沿的推进；2)RELAP5模拟的骤冷时间总均方根误差40.994 s；包壳峰值温度（Peak Cladding Temperature,PCT）总均方根误差61.465 K。模拟值在后临界热流密度（Critical Heat Flux,CHF）换热阶段与实验值相比误差较大，问题主要集中在沸腾模式判断和膜态沸腾换热模型上。本文中的实验数据可为再淹没过程的流动传热预测模型提供新的验证数据，也可用于评价和优化热工...     

环形通道内再淹没过程骤冷前沿推进速度实验研究

骤冷前沿推进速度是衡量失水事故中再淹没过程堆芯冷却效率的重要参数之一。本文通过实验研究了竖直环形通道内骤冷前沿的推进特性，获得初始壁温、入口温度、入口质量流速及加热功率对骤冷前沿推进速度的影响。实验结果表明，骤冷前沿推进速度随初始壁温、入口温度和加热功率的增加而减小，随入口质量流速的增加而增加。      

圆管通道底部再淹没过程实验研究

为验证和优化再淹没模型,通过实验研究了圆管通道内再淹没阶段流动换热特性,获得了不同工况下壁面温度的变化规律,实验工况范围为：入口冷却剂流速3~15 cm/s、入口过冷度15~75 ℃、初始壁面峰值温度340~600 ℃、实验压力0.2~0.4 MPa、加热功率1.3~2.3 kW/m。分析了初始壁温、冷却剂入口温度、入口流速及加热功率对骤冷时刻与骤冷温度的影响。结果表明,骤冷时刻与骤冷温度均随初始壁温、冷却剂入口温度以及加热功率的增加而增加,随入口冷却剂流速的增加而减小。     

稠密棒束通道内骤冷前沿附近壁面放热模型研究

在再淹没过程中,骤冷前沿附近的流动换热现象最为复杂,通常所说的骤冷就是在这个区域发生的对于稠密棒束再淹没过程,实验研究显示其骤冷前沿处壁面温度的下降非常急剧,而已有的估算骤冷前沿附近放热的经验关系式模型未能合理预测该位置处的放热,进而不能很好地模拟整体包壳温度历史曲线形状。本研究结合窄通道沸腾换热相关研究,提出"液体半月板延伸区域瞬态蒸发模型"来估算骤冷前沿附近的放热。与实验结果对比,证明该模型能够更好地估算骤冷前沿处壁面温度的变化。     

基于RELAP5的高温棒束通道再淹没数值模拟研究

基于ABB Atom 3×3棒束再淹没实验,运用RELAP5建立其实验装置的定流量再淹没计算模型,通过与实验结果做比对验证模拟的有效性,研究在高、低两种注水流量下从底部再淹没高温棒束通道时的不同骤冷现象,分析期间的流动形态、传热特性,液位进程,先驱冷却效果差异等。模拟结果表明:低流量下主液位落后于骤冷前沿,高流量下骤冷前沿明显落后于主液位;通过对比发现在高流量下的高液位为高温壁面带来更强的先驱冷却,使壁面温度更快的降到再湿温度,而低流量下几乎匀速上升的液位变化进程对前沿下游的高温壁面冷却较慢,需要更长的时间才能降到再湿温度。这些分析将为研究此模型下的重力注水打下坚实的基础。     

环形通道内再淹没过程先驱冷却传热特性研究

骤冷前沿推进是失水事故后再淹没过程中堆芯冷却速率的重要标志，先驱冷却传热对骤冷前沿的推进起到关键作用，对先驱冷却传热特性的研究十分必要。本文通过数值求解二维非稳态导热方程获得先驱冷却传热系数，并基于环形通道内底部再淹没实验数据，分析先驱冷却传热系数受初始壁温、入口温度和入口质量流速等参数的影响规律。研究结果表明，初始壁温对先驱冷却传热系数的影响不显著，先驱冷却传热系数随入口质量流速的增加而明显增加，随与骤冷前沿距离的增加而减小，基于实验数据得到本参数范围内先驱冷却传热关系式。     

环形通道内再淹没过程流动传热现象实验研究

通过可视化实验手段观察了环形通道内再淹没过程两相流动现象，分析总结了再淹没骤冷前沿推进过程中流型和传热机理的演化规律；通过不同工况下两相流动现象的对比，研究了是否加热和入口质量流速对再淹没过程流型和传热过程的影响规律。研究结果表明，在本参数范围内，实验中加热棒是否存在内释热对两相流动现象的影响不显著；而入口质量流速明显影响再淹没流动传热过程，入口质量流速越大，骤冷前沿附近汽化越剧烈，液膜中汽泡含量增加，更容易发生传热机制的转变。      

Experimental observation of the droplet size change across a wet grid spacer in a 6 × 6 rod bundle

During the reflood phase of a postulated loss of coolant accident in a nuclear reactor, entrainment of liquid droplets can occur at a quench front of reflooding water. It is widely recognized that the behavior of the entrained droplets crucially affects the reflood heat transfer phenomena by decreasing the superheated steam temperature and interacting with a rod bundle and spacer grids. For this reason, various experimental and numerical studies have been performed to examine droplet behavior such as the droplet size, velocity and droplet fraction inside a rod array. In this study, an experiment on the droplet behavior inside a heated rod bundle has been performed. The experiment was focused on the change of droplet size induced by a spacer grid in a rod bundle geometry, which results in the change of the interfacial heat transfer between droplets and superheated steam. A 6 × 6 rod bundle test facility in Korea Atomic Energy Research Institute was used for the experiment. Steam was supplied by an external boiler into the bottom of the test channel, and a droplet injection nozzle was equipped instead of simulating a quench front of reflooding water. The major measuring parameters of the experiment were the droplet size and velocity, which were measured by a high-speed camera and a digital image processing technique. A series of experiments were conducted with various flow conditions of a steam injection velocity, heater temperature, droplet size, and droplet flow rate. The experiments provided the data on the change of the Sauter mean diameter of droplets after collision with a wet grid spacer depending on flow conditions.     

窄矩形通道内过冷流动沸腾汽泡生长模型研究

采用高速摄影的方式,对不同系统压力条件下窄矩形通道内汽泡生长过程进行了可视化实验研究,分析了回路系统压力、主流过冷度、壁面过热度、主流速度等热工参数对汽泡生长的影响,并在Zuber公式的基础上建立了可满足不同实验工况的汽泡生长模型。结果表明： Ja 、Bo、Re和无量纲温度θ可较为全面地描述热工参数和流动参数对汽泡生长的影响,在其他条件相同的情况下,汽泡生长指数拟合曲线的K和n值随压力的升高明显减小;θ越大,汽泡的生长时间和所能达到的最大直径越小;在给定的参数范围内模型结果与实验结果符合较好,但由于低压条件下汽泡直径变化的随机性更强,所以模型结果与个别低压实验数据的相对误差较大。     

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。     

竖直矩形窄缝通道内近壁汽泡生长和脱离研究

可视化研究窄缝通道内汽泡生长和脱离对于揭示窄缝通道内的沸腾传热机理具有重要意义。本文采用高速摄影仪从宽面和窄面可视化观察了常压条件下矩形窄缝通道内汽泡核化生长和脱离规律。研究结果表明，汽泡在核化点生长时，汽泡底部与加热面存在一小的接触面，总体而言，汽泡在生长过程中基本呈球状。在相同热工参数下，不同核化点处汽泡生长规律基本相同，但汽泡脱离直径相差较大。窄缝通道内汽泡生长速率小，脱离时间较长，可采用修正的Zuber公式预测窄缝通道内汽泡生长直径。在同一拍摄窗口内，统计分析了热工参数对汽泡平均脱离直径的影响规律。随热流密度的增加，汽泡平均脱离直径减小；随入口欠热度的增加，汽泡平均脱离直径减小；随主流速度的增加，汽泡平均脱离直径减小。