稳态和瞬态流动条件下低压欠热沸腾水的临界热流密度实验研究

稳定流动和流量衰减条件下,在内径15.9mm的圆管上进行欠热沸腾水的临界热流密度实验,覆盖的参数范围为:压力p=0.2～1.7MPa,速度v=2.1～13.5m/s,出口欠热度ΔTs=0～110K,临界热流密度qCHF=(3.2～13.5)×106W/m2。结果表明,对于稳定流动条件,在较高压力下,临界热流密度随ΔTs的减少基本上呈单调下降趋势。然而,对于p≤0.3MPa,在ΔTs降低到30K以下的一定值时(此值随流速变化而有所不同,且较大值对应较高流速),临界热流密度达到最低值,此后,随ΔTs进一步降低临界热流密度转而升高,并伴随摩擦压降陡峭增大。对于流量衰减的流动工况,在较高…     

闽江流域降雨─径流模型的建立、分析与计算─以溪源宫流域为例

本文主要运用SUN工作站上Arc/Info（v7.0）大型软件,建立降雨一径流模型,通过地形坡度、土壤和土地利用等因素分析,在应用GRID的叠加分析基础上,划分降雨径流过程对流域水土保持有影响的区树我们称其为潜在危险区域）,并对该流域的水资源进行估算。     

ArcGIS的二次开发

简要介绍了GIS软件ArcGIS的几种开发方式:包括早期版本用AML宏语言进行纯二次开发,以及新版本用AO、MO、AE组件进行集成二次开发。     

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。     

垂直管内蒸汽冷凝回流阻液分析模型的研究

在汽液两相分离流动模型的基础上，建立了垂直管内蒸汽冷凝回流阻液分析模型。采用该模型对单根Ｕ型管内蒸汽冷凝回流实验参数下的阻液起始点进行计算，计算结果与实验结果符合较好。分析模型还与现有分析模型和经验关系式进行了比较，结果表明，本模型与ＤｕｋｌｅｒＳｍｉｔｈ关系式符合较好，而与Ｋｕｔａｔｅｌａｄｅｚ类型关系式和其它分析模型的偏差相对较大。     

环形通道中低压欠热沸腾临界热流密度实验研究

为了支持高通量反应堆HFETR和先进研究堆CARR的设计(其中HFETR己于1980年投入运行,而CARR正在建造),多年来本试验室在环形通道中低压欠热沸腾条件下进行了大量临界热流密度(CHF)试验。环形通道的外径变化范围为12～70mm,间隙宽度2～4mm,加热圆管材料为不绣钢,水自上而下流动。试验的参数范围为:压力p=0.17～1.8MPa,速度v=1.3～18.2m/s,出口欠热度?Ts=26～105K,临界热流密度qCHF=0.24～1.8×107W/m2。实验结果表明:流速和欠热度对临界热流密度有强烈影响,但压力和间隙宽度的影响并不明显,双面加热下的临界热流密度比单面加热有所…     

竖直圆管内超临界水传热特性数值模拟

为深入研究超临界水的传热特性,利用计算流体力学（CFD）软件,完成了国际原子能机构(IAEA)关于竖直圆管内超临界水传热特性数值模拟的标准题计算,得到了与试验值符合较好的结果。通过研究发现：剪切应力输运（SST）模型可较好地反映超临界水的传热特性,但对网格敏感,需适当的网格相匹配,适当值的选取可能与超临界水所处的状态有关。这些结论对超临界水传热特性的数值模拟有指导意义。     

欠热条件下非能动余热排出热交换器传热试验数值模拟

针对大型先进压水堆非能动余热排出热交换器设计和安全分析计算模型存在的重要缺陷,以AP1000的非能动余热排出热交换器为原型,采用3根C型管进行了非能动余热排出热交换器传热试验。然后采用流体计算软件对欠热试验工况进行了数值模拟,通过多次计算得到了传热管外传热计算可采用的传热关系式,选取的传热模型下的计算结果与试验结果符合较好。利用传热模型验证了AP1000的设计工况,发现AP1000非能动余热排出热交换器的设计能带走堆芯余热。本文研究可为大型先进压水堆设计和安全分析提供技术支撑。     

次临界或低功率启动工况下控制棒组失控抽出事故DNBR裕量分析

次临界或低功率启动工况下控制棒组失控抽出事故定义为RCC-P Ⅱ类事故,它一直是核电厂安全分析的极限事故之一。本文以典型三环路压水堆为对象,分析了热停堆状态下不同停堆棒组组合对该事故DNBR裕量的影响。研究表明,通过优化热停堆状态下停堆棒组组合,在保证足够的停堆深度下,可进一步提高典型三环路压水堆核电厂在该事故下的DNBR裕量。