直边人口直通道临界流的理论研究

在Ｈｅｎｒｙ模型的基础上，作了一系列改进并对摩擦进行了修正，得到一均匀非平衡模型。该模型比Ｈｅｎｒｙ模型计算范围广，可计算初始饱和、欠热液体及进口含汽量不为零的直边入口、直通道、Ｌ／Ｄ＞１２的临界流。     

两相流动的基本方程与压降计算

两相流动的各种现象在液体冷却的反应堆内是极端重要的。例如,在强制循环的沸水堆中,当流量再分配和传热受堆芯部压降影响强烈时,确定其两相压降则尤为重要。本文以常用的均匀流模型和分离流模型为例,讨论了两相流动的基本方程。此外,介绍了考虑流体的性质、汽水混合物的重量含汽量 x 以及质量流速等影响的几个近代计算二相压降的方法。     

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     

质量流速对两相压降的影响

在对空气-水在水平放置的圆管内流动时的两相压降实验的基础上,分析质量流速对两相压降的影响。在质量流速G=2102.6—3546kg/m·s和重量含汽量x<1％的范围内,观察到:(1)当x为给定值时,两相摩擦压降倍率φ~2_(f0)随质量流速G的增加而减少;(2)当G为给定值时,φ~2_(f0)随x的增加而增加。本文所得到的结果和巴罗塞(Baroczy)以及马斯塞托拉(Muscettola)(意大利情报研究中心)以垂直圆管内汽水流动时所得到的结论是一致的。最后,将实验所得到的、当G=2550kg/m~2·s时的数据整理成一个公式。即: φ~2_(f0)=1.43[1 ν_(fg)/ν_f x]~(2.48)[1 (μ_(fg)/μ_(5g))x]~(-1/4     

NOTICONA——两相自然循环流动不稳定性的非线性分析程序(英文)

开发了一个用于对两相自然循环系统进行非线性分析的微机型的程序——NOTICONA。程序中包含了点堆中子动力学模型、反应性反馈模型、单相流模型、两相流模型(漂移流)、各种工况下的传热模型及有关的辅助模型等。该程序经与实验对比,证明是正确的和精确的。利用该程序计算了5MW低温供热堆的第一类密度波不稳定性,并得到了相应的边界。     

弥散流沸腾传热实验研究

本文对弥散流沸腾传热的实验作了介绍。该实验范围为:压力P=2-11bar,质量流速G=94.7—189.4kg/m~2s,烧干点平衡含汽量X_(CHF)=0.35—0.93,壁面热通量Q=5.4×10~4—2.3×10~5W/m~2。用可移动的热块建立稳定的烧干后传热工况,实现了在烧干点固定时对汽相温度沿轴向变化的测量。本文通过理论分析,并由实验确定得到一个用于弥散流沸腾传热分析的蒸汽产生率公式,建立了一个轴向继承型传热模型。     

低压低含汽率工况下两相自然循环流动不稳定的实验研究

在系统压力０．２ＭＰａ－０．６ＭＰａ,进口过冷度５～４０℃,质量流密度４５０～１６００ｋｇ／（ｍ２ｓ）的范围内,研究了当试验段出口质量含汽率１％左右时垂直上升单管内自然循环两相流动不稳定现象,得到了系统发生密度波型脉动的曲线,并分析了脉动产生的机理。应用微分方程无因次分析方法导出了描述系统极限状态下各参数相互关系的极限状态方程式,由实验数据拟合得出系统发生不稳定界限的经验关系式。     

反应堆系统冷却剂泵流量特性计算模型

反应堆的发热是靠反应堆系统一回路冷却剂循环带出堆芯之外的。一般情况下，冷却剂的流动是靠冷却剂主循环泵（主泵）来唧送的，特殊情况下，也需要靠回路中冷却剂的自然循环流动来完成。不论是哪种情况，主泵的流量特性直接影响着反应堆的安全。本文根据主泵的四象限特性图提出了一种用于计算反应堆系统稳态和瞬态工况下主泵流量特性的计算方法。该方法便于使用，其计算结果与Ｒｅｌａｐ５／ＭＯＤ２的计算结果进行了比较，二者符合很好，证明本文的模型完全可用于反应堆系统的稳态设计和瞬态事故分析。     

在中压回路上模拟小破口失水事故喷放阶段瞬态热工水力特性

在中压热工水力回路的喷放段上设计一定的破口面积，模拟小破口失水事故喷放进行了瞬态热工水力特性实验。本实验的工况参数范围为：压力ｐ＝０．７－２．２ＭＰａ，过冷度Δｓｕｂ＝５０－１２０℃质量流速Ｇ＝１７５０－２８００ｋｇ／ｍ＾２．ｓ，热流密度ｑ＝０．３－１ＭＷ／ｍ＾２。     

非能动应急堆芯余热排出系统对核电厂失去厂外电源事故的影响

研究建立了蒸汽发生器二次侧非能动应急堆芯余热排出系统热工水力特性的物理与数学模型，并编制了计算机程序。以中国秦山核电站的数据为依据，计算和分析了在失去厂外电源事故典型工况下，该系统投入运行时对瞬态热工水力特性的影响。