复杂结构节流件非等温单相水阻力特性实验研究

采用理论推导和实验研究相结合的方法对非等温条件下的节流件阻力特性进行了研究.实验参数范围为:流量1.5～33 kg/h,进口温度20～70℃,压力1.8～2.4 MPa.通过研究节数、喉部直径以及温度、压力、流量和外部热源等参数对节流件阻力特性的影响,获得了计算节流件阻力的经验关系式.研究结果表明:节数、喉部直径和流量、温度等参数对节流件阻力特性的影响较大.入口温度相同时,外界热量的流入对节流件阻力影响较大,节流件进出口温升越大,阻力越小.     

中国先进压水堆非能动余热排出系统瞬态特性研究

系统研究了中国先进压水堆非能动余热排出系统瞬态特性,共取得78组试验数据。根据试验数据分析研究了系统冷启动与热启动方式下的过渡特性、系统无注水启动方式下的过渡特性、水锤现象以及压力峰值。结果表明,应急给水箱的注水和空气冷却器里大量的过冷水都能有效缓解事故初期压力上升,系统冷启动、系统热启动方式对系统瞬态特性基本没有影响。研究了注水速度、应急给水箱水温、空气冷却器放置方式以及注水位置对水锤现象的影响。结果表明,提高应急给水箱注水温度或增加注水回路阻力可以消除水锤隐患。瞬态特性研究表明,系统冷启动与热启动都具有良好的启动特性,能够安全带走堆芯衰变余热。     

先进堆非能动余热排出系统综合试验研究

介绍了先进堆非能动余热排出系统综合试验研究的试验装置和冷热芯位差阈值研究结果、稳态试验研究结果、瞬态特性分析结果,以及MISAP2.0程序改进、验证结果。试验研究结果可为先进压水堆核电站非能动余热排出系统原型设计(系统布置、设备容量和系统启动方式等)提供试验依据,并为舰船核动力装置非能动余热排出系统的研究与设计提供可参考的试验数据,开发的具有自主知识产权的MISAP2.0程序为我国自行设计先进堆非能动余热排出系统提供了必要的设计手段。     

先进堆非能动余热排出系统冷热芯位差阈值研究

介绍了先进堆非能动余热排出系统冷热芯位差阈值的概念和分析,结果表明影响系统冷热芯位差阈值的主要参数是系统压力、系统阻力和SG液位等系统状态参数以及空气入口温度、空气侧阻力系数和烟囱高度等系统边界条件.     

定位格架对棒束通道出口温场分布影响研究

为分析定位格架交混能力,进一步优化定位格架热工设计方法。本文通过实验研究不同结构定位格架对棒束通道出口温场分布的影响。实验中,系统压力为7.0～16.5 MPa,质量流速为900～4500 kg·m^-2·s^-1,实验段进出口温差为30～128℃。实验结果表明,在压水堆运行参数范围内,对于相同定位格架结构形式,不同压力、进出口温差、质量流速等热工参数条件下棒束通道出口截面子通道最高温度和最低温度的差值与进出口温差的比值没有明显变化趋势;交混翼主导了定位格架的交混作用,II型交混翼带来较强的交混作用;对于D型定位格架,非对称的条带结构会导致流场整体出现一定的偏转,一定程度上降低了定位格架的交混作用。     

AC600二次侧非能动余热排出系统应急给水箱注水启动自然循环过渡特性研究

对ＡＣ６００二次侧非能动余热排出系统应急给水箱注水启动自然循环过渡特性进行了分析,研究了系统阻力、应急给水箱水温、系统压力、空气冷却器放置方式、初始流量、应急给水箱液位及系统冷、热芯高差对应急给水箱注水启动自然循环过渡过程特性的影响。实验结果分析表明：该启动方式是可行的。     

AC600二次侧非能动余热排出系统热工水力特性实验研究

为研究AC600二次侧非能动应急堆芯余热排出系统热工水力特性,专门设计建造了一座具有系统效应的整体实验装置以进行实验研究。稳态实验共获得166组数据。数据表明,在设计参数范围内,可通过自然循环流动带走堆芯衰变产生的热量。风速、功率和阀门开度的快速变化扰动对系统的稳定运行无大的影响,即系统运行对这些快速小扰动有一定的“容忍性”。通过引入系统特征参数建立了分析模型,得出含经验系数的自然循环流量等半经验公式。与实验数据比较,98.8％的数据点偏差小于±15％。瞬态实验主要目的是探索系统备用与启动方式、过渡特性影响因素。共完成了46种工况。实验表明,所给定的三种启动方式都可以在系统中建立起自然循环流动。其过渡特性,尤其是稳定性和过渡时间既受启动方式,更受初始与边界条件、系统布置的影响。用实验结果对专门编制的计算机程序MISAP—PRHRS Ver.1.1进行的计算结果表明,程序对系统的稳态特性,如压力、自然循环流量和排热能力的计算结果与实验数据符合较好。对系统瞬态特性,基本可模拟其平稳过渡过程。     

RELAP5程序应用于二次侧非能动余热排出系统设计的初步评价

应用实验数据对RELAP5/MOD3.3程序应用于二次侧非能动余热排出系统设计进行初步评价,结果表明,系统投入初期,由于RELAP5程序的一维流动假设,针对事故冷却水池早期的内部三维对流传热模拟存在不足;系统投入后期,冷却水池内部传热为泡核沸腾,池式沸腾换热占主导地位,程序计算结果与实验结果较吻合,RELAP5/MOD3.3程序基本适用于二次侧非能动余热排出系统的稳态运行特性分析。     

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。