低流速下临界热流密度（CHF）关系式分析

本文介绍了国外开展低流速下临界热流密度实验研究的概况，通过对两个常用于低流速下临界热密度（ＣＨＦ）预测的经验关系式的分析，说明了进一步开展低流速下临界热流密度实验研究的必要性，同时对将来的研究工作提出了建议。     

摇摆对常压水临界热流密度(CHF)影响实验讲究

摇摆对常压水临界热流密度（ＣＨＦ）影响实验讲究庞凤阁，高璞珍，王兆祥，彭敏俊，丁洪河，许岷（哈尔滨工程大学）关键词临界热流密度（ＣＨＦ），摇摆，强迫循环１引言临界热流密度（ＣＨＦ）是指沸腾传热过程发生急剧恶化时的热流密度，在水冷反应堆中，ＣＨＦ是一个...     

扁矩形通道CHF试验研究及其CHF关系式的分析评估

间隙在 1～ 3mm的具有大宽度的扁矩形通道 ,其临界热流密度与通常圆管及方管内的相比 ,具有自己不同的特点。对此在尺寸为 80mm× 3mm ,加热长度为 4 0 0mm和 80 0mm的扁矩形通道上 ,进行了上升流及下降流临界热流密度试验研究。并在此基础上 ,结合试验数据 ,对一些CHF预测关系式进行了分析评估。     

成核密度模型对弧形表面CHF的影响

反应堆发生严重事故时,必须及时对反应堆压力容器（RPV）下封头进行外部冷却以降低下封头损毁可能性,事故期间下封头具有很高的热流分布,在实施外部冷却时可能出现由于过冷沸腾导致的气泡聚集而产生换热恶化从而烧毁。本研究利用ANSYS Fluent软件进行RPV外部冷却的临界热流密度（CHF）数值计算,并通过实验对比发现Basu Warrier和Dhir研究的成核密度模型可以很好地应用于球形表面CHF计算。通过对比球形和椭球形下封头CHF,认为椭球形下封头的CHF特性与球形结构完全不同,并不能用球形结构的实验和计算结果去推测椭球形结构的数值和变化规律。      

基于两相CFD的非均匀加热圆管CHF预测方法研究

为建立非均匀加热工况临界热流密度（CHF）预测方法，以对换热系统的安全分析提供新的辅助手段，本研究采用欧拉两流体模型和壁面沸腾模型，对非均匀加热圆管的CHF进行预测。通过数值计算得到不同热流密度下近壁面空泡份额和壁面温度的分布，将壁面温度出现二次峰值和此时近壁面空泡份额的峰值位置分别作为CHF发生的依据和CHF发生的点，并用此方法对2种不同功率分布圆管的CHF进行研究。研究结果表明，预测得到临界时的平均热流密度及临界发生的位置都与实验结果符合较好。因此，本研究建立的数值预测方法能够用于非均匀加热圆管CHF的预测。      

基于衰变热不确定性的压水堆IVR能力边际研究

为确定衰变热对高功率压水堆熔融物堆内滞留（IVR）能力边际的影响,采用显著性水平评价与抽样失效率相结合的评价方式,对IVR能力边际进行评价。利用熔融物堆内滞留分析工具CISER开展抽样计算,获得不同核电厂电功率水平、不同衰变热分布参数条件下的下封头壁面热流密度峰值与当地临界热流密度（CHF）的比值,对热流密度比分别开展显著性水平估算与失效率计算,根据小于局部CHF的下封头熔穿准则,判定IVR措施是否有效,以获得IVR能力边际。研究结果表明,若不对下封头内外传热构成进行任何优化措施,电功率超过1400 MW压水堆电厂不推荐单独使用IVR作为严重事故条件缓解措施。      

小流速工况下窄间隙矩形通道临界热流密度研究

板型燃料堆芯常压池式反应堆在事故下的自然循环工况是由零流速逐步建立起来的．这一过程必须工作在临界热流密度(CHF)限值之下。对此进行了上升流小流速窄间隙矩形通道内的CHF试验研究,并与Sudo公式的预测值进行了对比。结果表明,低流速下的CHF随着质量流速的增加而增加．虽然大部分试验数据低于Sudo预测值,但仍然在Sudo公式-33％偏差范围内。     

基于加热壁面能量平衡的窄矩形通道内CHF机理模型

窄矩形通道因具有结构紧凑、换热面积大等优点而被广泛应用于各个领域。通过完善窄矩形通道中临界热流密度（CHF）的预测方法,建立CHF机理模型,可以提高反应堆的安全性和经济性。本文对窄矩形通道内竖直向上流动CHF进行了可视化实验研究,在此基础上开发了一种基于加热壁面能量平衡的CHF机理模型,并提供一组本构关系用于封闭所开发的新模型,同时使用实验数据对新模型进行对比评价,对比结果发现,新模型在窄矩形通道中模拟结果良好,偏差基本都在±20%之间。     

氧化铝纳米流体增强球形下封头IVR能力边际研究

为评价氧化铝纳米流体相对于纯水工质对球形下封头熔融物滞留（IVR）能力边际的拓展程度,采用基于气泡力平衡的氧化铝纳米流体临界热流密度（CHF）机理模型和壁面热通量拆分CHF模型计算球形下封头外表面纳米流体CHF。利用熔融物堆内滞留分析软件CISER开展衰变热分布抽样计算,得到下封头壁面CHF随倾角变化的随机分布,并将其与纳米流体CHF模型的理论值相比,以CHF比值小于1作为IVR成功准则,研判纳米流体对IVR能力边际拓展的影响程度。研究结果表明,若不对下封头内外传热构成采取任何优化措施,仅采用纳米流体替代纯水工质,压水堆核电厂的IVR能力边际能够拓展至1300 MW额定电功率水平。      

适用于新型PWR燃料组件的CHF关系式的开发及应用

以中国核动力研究设计院（NPIC）的棒束临界热流密度（CHF）实验数据为依据，基于具有自主知识产权的子通道分析程序CORTH，采用最小偏离泡核沸腾比（DNBR）点法开发了适用于新型压水堆（PWR）燃料组件的CHF关系式（CF-DRW关系式）并对其进行了应用分析。典型事故分析结果表明，采用CF-DRW关系式的计算结果相比FC-2000关系式具有相当或者更大的热工裕量。      

压水堆燃料棒束通道内过冷沸腾分析

使用Fluent14.5两流体模型中的RPI(Rensselaer Polytechnic Institute)壁面沸腾模型,对堆芯燃料棒束通道内过冷沸腾现象进行数值模拟,得到了通道内的流场、温度场以及空泡份额的分布,分析了定位格架和搅混翼的存在对热工水力特性的影响。数值结果表明,格架的存在会造成很大的压降,而搅混翼会对流场、温度场和空泡份额分布产生显著影响;RPI壁面沸腾模型的模拟结果与Bartolemei试验数据符合很好。     

压水堆子通道欠热沸腾数值验证及交混翼研究

为改善压水堆交混翼格架在欠热沸腾工况下的热工水力特性,以子通道为研究对象验证了所使用的欠热沸腾数值模型在不同工况下的有效性。基于已验证的数值模型,对含不同偏折角交混翼格架的子通道模型在不同工况下进行了两相流数值模拟,研究交混翼及其偏折角对子通道中两相流动、传热及气泡分布的影响。结果表明：交混翼在增大压降的同时明显强化了冷却剂的交混、降低了近壁面气泡份额、提高了换热效率,且在一定范围内偏折角越大影响越明显。相对较高的气泡份额将导致更大的压力损失、减弱冷却剂的交混、降低传热效率。当交混翼偏折角达25°时,继续增大其偏折角对降低近壁面气泡份额和提高传热效率的作用不再明显,反而造成压降的快速增大,因此建议其偏折角在25°左右。     

基于低压过冷流动沸腾临界热流密度数据评价各种公式、模型及95 CHF表

以低压过冷流动沸腾的临界热流密度 (CHF)的实验数据为基础 ,对典型的CHF计算公式、模型及 95CHF表作了评价。所用数据共 2 37点 ,范围如下 :压力 0 1 3～ 1 92MPa;速度 1 4 7～2 2 32m/s;出口过冷度 6 2～ 1 0 8 7K ;加热长度 2 5 5～ 40 0mm ;管径 5 1 7～ 1 6 0mm。     

临界热流密度实验数据库的整理

采用切片法、相似度概念和热平衡以及进口温度检验法,对收集到的圆管垂直向上流动临界热流密度实验数据库进行了分析.分辨出坏数据库522点、实验坏点326点、重复点1640点、不满足热平衡点619点,进口温度错误10点,得到一个完善的CHF数据库.     

湍流模型对过冷沸腾计算影响分析

采用ANSYS FLUENT14.5分析湍流模型对过冷沸腾的影响,建立多套网格,每套网格采用不同的湍流模型、壁面函数及两相湍流处理方法,将计算结果与基准实验数据进行对比,分析网格、湍流模型、壁面函数及两相湍流处理方法对计算精度的影响。通过分析发现:k-ε模型的计算精度高于k-ω模型的;Dispersed方法和Per Phase方法的计算精度相对于Mixture的无明显提升;增强壁面函数对Y+≈1的网格无法获得满意的计算结果。     

Experimental Investigation on CHF of Water Flowing in Upward Tube from Subcooled to High Quality Condition

<正>Critical heat flux experiment is performed in a tube of 8.2mm in inner diameter with 2.4min heated length.The pressure covers the ranges from 3to 21MPa,mass flux from 963to 3 883kg/(m~2·s),and outlet quality from-0.87to 0.78.For all the condition,CHF almost goes up linearly while mass flux or inlet subcooling increases,     

单管内向下流动低含汽量下临界热流密度的理论估算

利用质量守恒、动量守恒和能量守恒方程,采用汽泡动力学和两相流的经验处理技术,导出了一个计算汽液两相流在单管内向下流动的临界热流密度(CHF)半径验关系式。其理论计算值与实验值有很好的一致性。     

超临界压力状态氟利昂泄压实验研究

超临界状态的流体从超临界状态向次临界状态的泄压过程,对超临界水冷堆（SCWR）的安全有非常重要的影响。本文通过相似性原理及模化方法,利用临界点较低的氟利昂（R134a）代替水对超临界水冷堆的泄压过程进行了实验研究。泄压过程分别从容器顶部和底部进行,实验集中观测了超临界态流体泄压过程中压力和温度的瞬态变化。实验分析了流体初始状态、泄压孔直径对泄压过程的影响。在等熵泄压过程中观测到工质从超临界状态进入次临界状态时,两相开始产生的压力和温度主要取决于初始状态及泄压的速率。在等熵泄压过程实验中未观测到容器内工质中形成明显的轴向温度分布。