阀门密封结构的渗漏特性数值分析

以核反应堆系统中的安全阀密封结构为研究对象,建立了基于多孔介质理论的密封结构粗糙表面三维模型,采用Darcy定律推导了密封结构泄漏率的计算公式,研究了粗糙度、自相关长度、密封比压对表面特征的影响,以及粗糙度、密封面接触宽度对泄漏率的影响。结果表明,粗糙度与密封性能并非是线性关系,仅以粗糙度作为密封性能的评价指标是有局限性的;在粗糙度一定的情况下,自相关长度也会对密封界面孔隙率、渗透率产生影响,从而影响安全阀的密封性能;密封比压减小导致接触高度增大,使得阀座阀瓣间的孔隙率迅速增大,造成密封结构的渗漏特性增强;粗糙度的增大使得泄漏率呈非线性增大趋势,密封面接触宽度的增加使泄漏率线性减小。      

饱和蒸汽在过冷液面凝结特性的实验研究

实验研究了堆芯补水箱上部加装遮流板时，饱和蒸汽在过冷液面上直接接触冷凝的瞬态特性。研究表明，遮流板改变了蒸汽射流的方向，减弱了近液面层的波动，降低了蒸汽的凝结速率，使堆芯补水箱中热水层的厚度减小，系统压力响应时间缩短：与无遮流板相比，实验初期水表面凝结换热系数降低76％～92％，总凝结量减少67％以上。     

先进安注箱阻尼器压降特性实验研究

通过开展先进安注箱阻尼器压降特性实验,获得了阻尼器两种不同形式的压降特性,研究了不同几何参数对压降系数的影响规律,并且拟合了压降系数关系式。结果表明:在实验参数范围内,漩涡压降系数随雷诺数增加而逐渐增大,交混压降系数随大/小管流量比的增加,先快速减小而后缓慢增加。小管宽度和阻尼器直径对漩涡压降系数有一定程度影响,大小管夹角、阻尼器直径和大管宽度对交混压降系数有影响,小管宽度对交混压降系数影响不明显。漩涡压降系数关系式预测值与实验值偏差在±10%以内,交混压降系数关系式预测值与实验值偏差较大。      

全压堆芯补水箱内饱和蒸汽凝结特性分析及数值模拟

基于对全压堆芯非能动注水系统中饱和闪蒸蒸汽在补水箱（CMT）深度过冷厚筒壁和液面层凝结特性分析，引入液相导热系数倍增因子和均温混合液层来反映汽流冲入CMT上部液层对蒸汽直接接触凝结过程的强化作用，进而提出了相应的传热简化模型。借助数值模拟方法，初步预测了不同工况下CMT中各时刻闪蒸蒸汽的凝结率，并与试验结果进行了比较。     

非能动安全壳冷却系统热工水力单项试验

非能动安全壳冷却系统热工水力单项试验研究是先进压水堆关键技术研究项目.本试验利用德国Karlsruhe研究中心的PASCO试验装置,并对其进行改造,主要研究事故工况下非能动安全壳环形空腔内传热传质机理,包括于平板传热试验、加热平板蒸发传热试验、辐射传热试验,从而获得不同温度、环腔尺寸、表面黑度、喷淋流量对流动及传热的影响,验证相关模型及为设计提供参考.     

自然循环条件下蒸汽发生器U型传热管倒流分布特性的实验研究

在自然循环工况下蒸汽发生器一次侧入口流量为0.4~0.7 kg/s的参数范围内，开展了蒸汽发生器U型传热管倒流特性实验。针对9种不同长度的U型传热管，分别设置9个倒流监测点，获得了倒流在不同长度U型管中的分布特性。基于传热管压降实测数据和守恒原理，获得了蒸汽发生器一次侧的倒流总流量以及倒流U型管的数目。结果表明，在本实验参数范围内，约有61%的U型管发生倒流，使传热管正向流通面积减小为原来的39%。倒流同时导致正流流量增加60%，与不发生倒流的情况相比，U型管平均流速增大4.2倍。      

秦山600MW核反应堆控制棒热态落棒实验模拟分析

本文详细分析了控制棒下落运动的受力情况，并建立了相应的数学模型，结合秦山60MW控制棒热态落棒验数据。对模型中的有关系数进行了拟合。用拟合的系数进行热态落棒数值模拟．模拟结果与实验结果吻合很好，验证了数学模型的正确性。为控制棒下落的机理分析和数值求解控制棒落俸提供了理论依据和求解方法。