重力注水流动不稳定现象关键影响因素实验研究（英文）

重力注水过程由于流量较小,可能导致流动不稳定现象等问题,对核反应堆安全性有着重要的影响。因此,基于由高位水箱、实验本体、出入口阻力调节阀和冷却水箱组成的实验装置开展了实验,研究了实验本体入口形阻、加热功率、系统压力和冷却水过冷度对流动不稳定现象的影响。研究结果表明,根据冷却水注入流量的变化,重力注水流动不稳定现象可以分为3个阶段:冷却水初次注入阶段、冷却水逐出阶段和冷却水再注入阶段。在一定的加热棒初始温度、实验本体出口形阻和高位水箱液位的情况下,增大实验本体入口形阻减小了流动不稳定现象的发生次数和持续时间,同时也降低了冷却水注入流量,并最终导致一段时间内冷却水注入出现了停滞。增大加热功率加快了冷却水的沸腾,缩短了单相流动的时间,降低了系统的稳定性。提高系统压力减小了冷却水和蒸汽的密度差,提高了冷却水的吸热能力,抑制了冷却水的沸腾,提高了系统的稳定性。增大冷却水过冷度提高了冷却水的吸热能力,降低了空泡系数,延长了压力震荡的周期,提高了系统的稳定性。相关结果可以为核反应堆非能动安全系统的评估提供参考。     

矩形窄缝通道流动不稳定起始现象实验研究

以去离子水为工质,在P=1～15 MPa,G=50～2000 kg/(m2·s),△Tsub,in=20～100 ℃,q=40～1000 kW/m2的参数范围内,实验研究了1000×25×2 mm矩形窄缝通道内工质向上流动时,重要热工水力参数对通道流动不稳定起始点(OFI)的影响特征.得到了OFI点与系统参数(包括系统压力、入口过冷度和热流密度)之间的关系;讨论了OFI点与出口热平衡含汽率之间的关系.用St数和Pe数建立了适合于本实验参数和相近条件下的流动不稳定起始点计算关系式:当热流密度低于400kW/m2时,其预测偏差在±30%以内;热流密度高于400kW/m2时,其预测偏差在±10%以内.用OFI点的热流密度与出口达到饱和时的热流密度之间的关系拟合得到经验关系式:当热流密度低于400kW/m2时,其预测偏差在±15%以内;在热流密度高于400kW/m2时,其预测偏差在±5%以内.     

含内热源多孔介质内流动不稳定起始点特性研究

针对多孔介质内流动不稳定起始点特性进行了实验研究。研究结果表明：热流密度越大,系统稳定性越弱;入口过冷度对系统的稳定性影响呈非单调性变化。对实验数据进行回归处理,提出了含内热源多孔介质内不稳定起始点的计算公式。     

基于遗传神经网络方法的流动不稳定起始点研究

利用遗传神经网络(GNN)方法分析窄矩形通道内流动不稳定起始点(OFI),并检测其热流密度随各个系统参数的变化。检测结果显示,GNN的预测结果与实验值符合良好,误差在±10%范围内。进一步通过GNN模型预测各个系统参数对OFI的影响。结果显示:OFI点的热流密度随着系统压力、入口过冷度、质量流速的增加而增大;系统压力对OFI点热流密度的影响小于质量流速的影响,小于入口过冷度的影响。     

水平环形窄通道中的流动不稳定起始点和临界热流密度

本文研究了加热水平环形窄通道中过冷水流动不稳定起始点（OFI）和临界热流密度（CHF）。在OFI试验中，使用了6个不同的试验段，其内径均为6．4mm，环形间隙宽度为0．724-1．001mm，加热段长度为174～197mm。试验参数范围如下：冷却剂（水）质量流速85-1428kg／（m^2s），出口压力0．344、1．034MPa，入口温度50-150℃，表面热流密度0．124-1．0MW／m^2，内外热流密度比0-∞。此外，还在同样的入口温度和出口压力下用除气水和含空气的饱和水进行相似的试验，检验了溶解的不凝性气体对OFI的影响。共进行了138个OFI试验，以确认重要参数的变化趋势。在一维流体守恒方程的基础上提出了一个能很好预测OFI发生条件的理论模型，该模型假设在OSV点之前空泡份额为0，用拟合经验空泡率公式的方法，并考虑了OSV点之后的热力不平衡。 在CHF试验中，试验段内外直径分别为6．45mm和7．77mm（间隙宽度0．66mm），加热段长度185mm。试验参数范围如下：试验段出口压力0．344、1．034MPa，冷却剂（水）质量流速100-480kg／（m^2s），壁面热流密度0．231～1．068MW／m^2，入口水温30-60℃。试验得到的CHF值比垂直试验段结构的CHF预测值低。所有试验中的CHF均发生在较高平衡含汽率条件，位于流道上表面因干涸而发生的流动分层位置。数据通过两种方法进行关联：在3个广泛使用于垂直通道的CHF关系式中引入经验修正倍增因子和用补偿畸变方法进行数据关联。     

矩形窄缝通道内流动不稳定起始点计算模型评价

以未除气去离子水为工质,在P=1～15 MPa,G=500～2 000 kg/(m2 · s),ΔTsub,in=20～100 ℃,q=40～1 000 kW/m2的参数范围,以1 000 mm×25 mm×2 mm矩形窄缝通道内垂直向上流动条件下流动不稳定起始点的实验数据为依据,对Saha-Zuber,Levy,Bowring等人提出的预测OSV点关系式和Whittle & Forgan,Lee & Bankoff,Kennedy等人提出的预测OFI点关系式进行了对比分析.结果表明:建立在过冷沸腾基础上的这些预测关系式对OFI点的预测偏差大部分在±20%以内,而其预测结果在低热流密度下低于实验值,在高热流密度下预测结果高于实验值.同时,基于实验数据建立了一个流动不稳定起始点的计算关系式:qOFI=1.95,其预测偏差在±15%以内.与其它实验数据的对比结果表明:本文得到的关系式对其它通道也具有比较好的适用性.     

直流蒸汽发生器分组运行对流动不稳定的影响

一体化压水堆通常采用多个直流蒸汽发生器（OTSG）,在特定运行条件下,OTSG二次侧会出现流动不稳定现象,如何避免流动不稳定现象的发生是保证OTSG安全、稳定运行的难题。由于OTSG的流动不稳定出现在一定的运行区域,在低负荷时可采用OTSG分组方式运行,以保证运行的OTSG不发生流动不稳定现象。本工作采用RELAP5/MOD3.4程序对系统的运行特性进行分析,在讨论分组运行避开流动不稳定现象的同时,对OTSG分组运行模式在一体化压水堆核动力装置快速变负荷过程中的应用进行了特性研究。结果表明,OTSG分组运行方案可有效地避开流动不稳定区间,保证一体化压水堆核动力装置低负荷工况稳定运行。     

高压条件下矩形并联双通道流动不稳定与沸腾临界现象分布区域的实验研究

以截面尺寸为50 mm×2 mm的矩形并联双通道为实验本体,进行12~15 MPa的压力下密度波流动不稳定与沸腾临界的实验研究。研究发现:在高压条件下,随着压力和质量流速的增加,发生沸腾临界的热工参数范围扩大,而流动不稳定区域相应缩小。通过将热工参数无量纲化,在相变数(Npch)-过冷度数(Nsub)图上绘制了沸腾临界线及不稳定边界,揭示了热工参数对流动不稳定与沸腾临界存在区域的影响机制。     

矩形窄缝通道低压低流速流动不稳定起始点实验研究

针对截面为40 mm×3 mm的竖直矩形窄缝通道,在低压低流速条件下,对其流动不稳定起始点(OFI)进行了可视化实验研究。观察到了OFI出现时通道内对应的汽泡以及流型分布等微观特征;基于可视化观察结果,定性分析了OFI出现的内在机理;获得了主要热工水力参数对OFI的影响规律;采用本实验获得的数据,对现有的OFI预测关系式进行了定量评价。结果表明：以饱和点参数为变量得到的关系式基本都能与本实验数据较好地吻合。     

并联多通道流动不稳定性实验研究

以去离子水为工质,在系统压力为0.89～1.32 MPa、入口质量流速为500～750 kg/(m²·s)、入口温度为58.5℃～132.3℃的条件下,研究了2、3、5根圆管通道(1400 mm×Φ8 mm×2 mm)内工质向上流动时并联通道发生流动不稳定时的特征,并对比了其流动不稳定边界。结果表明,加热并联多通道进入两相后首先发生流量漂移,当通道出口含气率达到一定程度后,最热通道与其他通道之间发生周期性流量脉动;在对称加热条件下,加热通道数目对并联多通道流动不稳定边界无明显影响。     

U型管高压汽-液两相流动密度波型不稳定性的实验研究

在系统压力P=4～10MPa,质量流速G=450～1200kg／m~2·s,人口过冷度△T_(sub)=10～70℃,热负荷q=O～650kW／m~2的工况范围内,采用φ20×2mm的23Crl8Ni不锈钢U型管,在高压试验台上进行了密度波型脉动的研究;分析了系统压力、质量流速、入口过冷度、热负荷对它的影响。结果表明,随着压力的增加,系统稳定性增加;随着质量流速增加,界限热负荷增加,界限干度下降;进口过冷度对密度波型脉动呈现单值性影响,随着进口过冷度下降,界限热负荷降低。根据实验结果及量纲分析,得出了预测界限热负荷的无因次关联式,与试验值相比,误差在15％以内。     

超临界水并联通道流动不稳定性理论研究

根据并联通道的结构特点,建立了合理的数学物理模型,采用半隐式差分和交错网格技术对超临界水并联通道中的流动传热进行了数值模拟。运用小扰动法验证了超临界水密度波型流动不稳定的发生,并计算了流量、入口温度、入口压力对其流动不稳定性发生边界的影响。并联通道系统的稳定性随入口压力和入口流量的增大而增强,随入口温度的增大而减弱。     

超临界流动不稳定性实验的通道不对称性研究

针对国内外超临界水流动不稳定性实验研究的匮乏,结合并联双通道实验研究和数值计算成果,对影响实验可行性的通道不对称性进行了分析和讨论。分析了超临界水并联双通道流动不稳定性实验中流量脉动的变化过程,并采用自编程序对系统的稳态特性和瞬态特性进行求解。结果表明：双通道流量不对称会降低实验的可行性;流量不对称性由几何结构不对称性引起;超临界水的物性变化规律导致流量不对称性在流体温度跨过拟临界的过程中被放大;流量不对称的程度受流体温度和双通道总流量影响,实验过程中可通过减小双通道总流量来提高实验的可行性。     

物理模型及边界条件对直流蒸发管两相流不稳定性边界影响研究

本文研究不同边界条件及物理模型对两相流不稳定性边界的影响。采用RELAP5程序模拟直流蒸发管内的两相流不稳定性实验工况,对计算程序和模型进行验证,分析恒定流量及恒定压降两种边界条件、并联管数量、轴向功率分布形式和传热管热容等不同边界条件和物理模型对不稳定性边界的影响。结果表明：恒定压降边界条件下,单根管、2根并联管和多根并联管的不稳定性边界差别小于5%;恒定流量边界条件下,多根并联管不稳定性边界和2根并联管相比差别小于5%,而与单根管不稳定性边界的差别则超过100%;并联管根数相同时,恒定流量边界条件的稳定性好于恒定压降边界条件;沿流动方向（轴向）功率递增分布时,系统稳定性好于沿流动方向功率均匀分布,沿流动方向功率均匀分布时,系统稳定性好于沿流动方向功率递减分布;当管壁厚度为0~20 mm时,管壁热容对不稳定性边界几乎没有影响。     

管长对立式倒U型管蒸汽发生器流动不稳定性的影响分析

自然循环条件下,立式倒U型管蒸汽发生器(UTSG)并联倒U型传热管内存在非均匀流动,部分传热管出现倒流。本工作建立一维、稳态条件下传热管内流动换热模型,采用线性微扰理论对倒流的发生机理进行研究,认为倒流是一种典型的Ledinegg流动不稳定性。结果表明,在进口条件一定时,传热管管长与发生流动不稳定性的特征压降呈非线性关系,存在具有最大特征压降的特征管长。     

套管直流蒸汽发生器流动不稳定性研究

由于两相流不稳定性在实际应用中的重要性，许多学者对其本质进行了大量的研究。本文从基本的守恒方程出发，建立了1套完整分析套管直流蒸汽发生器流动不稳定性的数学计算模型。此模型采用均相流和相间热力学平衡假设，并考虑了管壁的蓄热。此模型还被用于研究系统压力，质量流速，进口过冷度，进、出口节流和内、外径之比对流动不稳定性的影响。     

细长自然循环系统流动不稳定性实验研究

以水为工质,在常压下对拥有细长回路和较长水平段的自然循环系统进行可视化实验研究,并以典型的实验现象（ P =1.46 kW）为例分析该系统的瞬态运行特性和不稳定性机理。结果表明：阻力系数较大的细长自然循环回路难以产生有效的单相自然循环,只能通过间歇性沸腾和两相流动将热量导出。这是因当回路阻力较大时,过冷沸腾产生的驱动力无法驱动回路产生有效的自然循环,而只有当加热段内流体发生饱和沸腾时才能驱动系统产生循环流动。较大的回路阻力和沸腾过程中产生的系统降压闪蒸是细长自然循环系统难以维持稳定的流动驱动压头从而产生间歇性沸腾和强烈流动不稳定性的根本原因。     

窄矩形通道内Ledinegg不稳定性实验研究

为研究窄矩形通道Ledinegg不稳定性，分析影响系统Ledinegg不稳定性的主要因素，对窄矩形通道进行了一系列的实验研究和数学理论推导。实验表明：随热流密度的增加或系统压强的减小，窄矩形通道内部特征曲线负斜率区斜率变小。此斜率越小，系统发生不稳定的概率越大，且流量漂移的波动振幅越大；与常规通道不同，过冷度对窄矩形通道Ledinegg不稳定性的影响程度很小。在忽略窄矩形通道内的加速压降和重力压降，仅考虑摩擦压降的情况下，推导出窄矩形通道内部特征曲线的数学关系式，给出了系统达到稳定的数学条件。     

自然循环流动不稳定条件下的传热特性实验研究

为探究流动不稳定性机理,在低压自然循环系统中开展了一系列相关实验,分析了不同流量振荡模式下自然循环的沸腾传热机制及局部传热特性。实验表明：中、低热流密度下出现的较规则的周期性振荡由加热段内流动沸腾诱发,壁面过热度不会随流量振荡而大幅度变化;高热流密度下自然循环系统出现的周期性不规则振荡现象中,流动沸腾类型间的相互转变不是流量波动的唯一原因。大幅度的流量脉动可能在高热流密度下导致沸腾临界的发生,出口壁面出现间歇性干涸,局部传热系数下降的同时伴随壁温的短暂飞跃。随着热流密度的提高,自然循环系统可能出现持续性干涸。     

影响管阵流体弹性不稳定性因素的研究

研究了管阵中管数,纵向流的作用以及U形管等对管阵流体弹性不稳定性的影响。介绍了用求解模态展开后的振动方程计算管阵的临界流速的方法。给出了简化处理耦合问题的单一振型法和频率截断法。并推导出考虑非均勻流、纵向流存在和U形管的基本方程。