AP1000中ADS-4液体夹带实验研究

以AP1000核电厂中自动泄压管线(ADS-4)与热管段形成的T型结构为研究对象,开展缩小比例的T型管夹带实验。实验结果表明:大尺寸支管的夹带与小尺寸支管的夹带有明显差别。分层流情况下的夹带研究中发现两种夹带机理;在较低气相Froude数及较低气腔高度时,容易产生间歇流夹带;在较高气相Froude数情况下,往往出现环状流夹带。此外,实验研究发现,大尺寸支管中回流现象显著。支管形状对起始夹带有重要影响,而液体横流似乎并不影响起始夹带。     

AP1000中ADS-4第4级自动降压系统夹带试验研究

为研究AP1000反应堆第4级自动降压系统(ADS-4)夹带卸压过程,以AP1000核电厂为原型,按1:5.6模化比例设计建造了ADS-4喷放卸压试验回路(ADETEL)。用高速摄像仪记录试验现象并进行了详细分析。将试验数据和现有试验数据和模型进行对比,并得出以下结论:当热管段内液位较低时,夹带量会随着热管段内液位降低而迅速减小;在热管段内流动情况相同(流动参数相同)情况下,夹带起始在,竖直支管和水平主管管径比较小的工况下更容易发生;在相同的热管段相对液位下,AP1000中ADS-4支管内液体的夹带率较AP600低。     

AP1000 ADS-4空气-水夹带试验研究

为研究核电厂中ADS-4卸压夹带过程,以AP1000核电厂为原型设计建造了ADS-4喷放卸压试验回路ADETEL。用高速摄像仪拍摄夹带起始和夹带率的试验过程,将试验数据与现有试验数据和模型进行对比。结果表明:ADETEL试验数据和其他试验数据及理论模型之间存在较大差异;RELAP5和ATLATS的夹带率模型不能准确估算AP1000核电厂中的ADS-4夹带量;当热管段内液位较低时,夹带量会随热管段内液位降低而迅速减小;夹带起始在小支管-主管直径比(d/D)工况下更容易发生;在相同的热管段相对液位下,AP1000中ADS-4支管内液体的夹带率较AP600的低。     

AP1000 ADS-4夹带卸压试验模拟分析

第4级自动降压系统（ADS-4）是AP1000极为重要的非能动安全设施。ADS-4能在AP1000小破口失水事故中为反应堆系统提供可控卸压。然而,大量的冷却剂可通过卸压过程中ADS-4夹带和上腔室夹带被带到安全壳中,从而引发堆芯裸露和堆芯熔化事故。为研究小破口事故中的ADS-4夹带卸压和上腔室夹带过程,在以AP1000为原型、按直径/高度比1∶5.6设计建造的ADS-4喷放卸压试验回路（ADETEL）中,研究了不同初始压力、压力容器混合液位和加热功率下的夹带和卸压行为,以及反应堆内部构件的夹带沉积效应。试验数据表明,大量的水在短时间内迅速通过ADS-4支管被夹带出来。液体的夹带率和压力容器混合液位的降低速率随系统初始压力的增加而增大。值得注意的是,在本试验特定工况下,初始压力为0.5 MPa时出现堆芯裸露。堆内构件对夹带量和压力容器混合液位无显著影响。     

AP1000 ADS-4阀门夹带卸压实验模化分析

本文对AP1000ADS-4阀门开启后反应堆冷却剂系统(RCS)的夹带卸压现象进行限直径、降高度、等物性模化分析。主要包含ADS-4阀门支管夹带模化、RCS降压模化及反应堆上腔室夹带沉积模化。通过选择合理的无量纲准则数和对守恒方程进行无量纲分析,获得相关热工水力现象的模化准则,最终得到实验台架几何和热工水力参数。     

ADS-4空气-硼酸夹带试验研究

为研究真实工况下的ADS-4夹带现象,以CAP1400为原型按1∶1的比例设计搭建了FATE试验台架。硼酸溶液用来模拟反应堆堆芯中真实工况的流体。利用数据采集系统和高速摄像仪记录夹带过程,将所得的试验数据与纯水工况和已有的模型进行比较。结果表明：对于夹带起始和稳态夹带率,硼酸工况和纯水工况的试验结果与之前的模型均不同。硼酸工况和纯水工况的现象基本相似,弗劳德数随夹带起始液位的增加而减小。两者的夹带起始均有回滞效应,且自上而下的夹带起始更易发生。硼酸工况和纯水工况之间也存在着差异,这主要是由于两者的物理特性参数不同而造成的,尤其是密度和黏度的影响。     

AP1000小破口失水事故ADS-4液滴夹带关系式评价分析

1000 MW非能动先进压水堆AP1000小破口自动降压系统(ADS)喷放阶段,ADS-4阀门开启,直接向安全壳喷放。当热段内的蒸汽流速达到临界值时,热段内的液相以液滴的形式通过ADS-4夹带至安全壳。本文采用美国俄勒冈州立大学ATLATS试验装置获得的液滴夹带关系式对RELAP5程序的源代码进行修改,进而采用修改版的RELAP5程序针对AP1000 5.08 cm冷段小破口失水事故过程ADS-4的液滴夹带特性进行研究。计算结果表明,RELAP5现有的液滴夹带模型对通过ADS-4的液滴夹带量预测偏低,这将导致不保守的安全分析结果。     

大型先进压水堆ADS-4夹带试验研究

针对大型先进压水堆的ADS-4夹带现象,按照实际比例1∶1搭建了全尺寸ADS-4试验台架(FATE),在不同工况下进行了多组夹带试验。将试验数据与不同模型的结果进行对比,并将试验数据进行拟合,得到夹带起始的模型关系式。试验结果显示：拟真实工况与纯水工况的现象较相似,支管弗劳德数随夹带起始气腔高度的增加而增加;在不同工况的组合中均出现了回滞现象;由于黏性和表面张力的作用,拟真实工况的夹带起始相比纯水工况更难发生。无论是纯水工况、硼酸工况还是杂质工况,除少部分试验数据外,大部分稳态夹带率的试验数据与Welter模型存在较大差异,相对误差均大于20%。     

AP1000上腔室夹带试验研究

为还原AP1000中上腔室夹带过程,以AP1000为原型按1∶5.6的模化比例建立了试验回路,研究不同蒸汽流量和压力容器液位下上腔室夹带的夹带率。结果表明：蒸汽流量对夹带率的影响很小,夹带率随压力容器液位的升高而增大;在较低液位,夹带率保持稳定,加入堆内构件后,上腔室夹带明显增强。     

水平管顶部破口液体起始夹带

本文提出了确定该监界液位的数学模型，临界液位高度与破口直径之比ｈ／ｄ由两个无量纲积分方程所制约。ｈ／ｄ的计算结果与已有实验数据及其它作者经验关系式预测值的比较表明，在相同的氟鲁德数下，顶部破口较侧部破口能夹带更远处的液体。     

Onset Criterion for Liquid Entrainment in Reflooding Phase of LOCA

Reflooding tests were conducted in a rod bundle geometry at the maximum pres- sure of 12 MPa to investigate thermal-hydraulic behavior during a small break loss-of-coolant accident (SBLOCA) in a nuclear reactor. The test conditions ranged 0.6 ～ 12 MPa for pressure, up to 920 K for rod surface temperature, up to 20 cm/s for bundle inlet flow velocity and up to 2 kW/m for linear power input. The principal objective of this paper is to investigate the onset condition for liquid entrainment by steam flow in the relatively high pressure reflooding phase. Experimental results showed a tendency that the liquid entrainment decreased with increase in pressure when the other parameters such as an inlet flow rate and rod temperature were fixed. A new correlation for the onset criterion for liquid entrainment was derived from the experimental results and an analysis of a force balance for a liquid droplet. Effects of pressure on liquid entrainment in the reflooding phase were made clear from the experimental and analytical results.