大空间内底部弧形加热段自然对流传热特性研究

为准确预测安全壳上封头的自然对流换热特性以保证堆芯余热安全排出,设计了采用底部弧形加热段的矩形封腔自然对流装置,研究导热率对底部弧形加热段和封腔内流体温度分布的影响,并基于开源软件OpenFOAM,采用数值模拟方法对比分析2种湍流模型和3种湍流热通量模型的适用性。结果表明,流体沿弧形面的流动受边界层和绕流脱体强化现象的影响,局部自然对流换热强度从顶部向两端先减小后增大;材料热导率对弧形面的温度分布影响比较大,但对于加热段外的流体温度分布影响极小;经过对AFM模型进行修正,得到了更适用于实验条件的模型参数值,修正后的模型对流体速度场的模拟更为准确且在更高功率工况下也得到验证。本研究可为后续方案设计的有效性评价提供参考。      

非能动安全壳冷却系统外侧辐射换热与自然对流研究

本文建立了1∶10的二维钢制安全壳外侧辐射换热和自然对流模型,并用先进流体计算软件Fluent对流场进行计算,得到了完整流道下的速度流场、钢制安全壳上封头顶部的空气速度矢量图,并得出钢制安全壳上封头顶部存在空气滞留区的结论。分析了通道宽度、空气进流速度及壁面黑度对通道换热的影响,结果表明：适当的通道宽度和空气进流速度均能提高通道的换热和换热效率;壁面黑度的提高能明显增强钢制安全壳上封头处的辐射换热。     

基于RELAP5的ERVC两相自然循环能力研究

利用RELAP5程序建立压力容器外部冷却（ERVC）系统模型,在水淹平衡条件下分析不同的安全壳内压力、冷却水过冷度、加热功率和水淹水位对系统两相自然流动能力的影响,找到各工况下的临界过冷度和不稳定性边界。结果表明：AP1000的ERVC系统设计具有很大裕量,仅依靠自然循环就可通过下封头对熔池进行有效冷却;安全壳内压力越高、冷却水过冷度越低、加热功率越大、水淹水位越高,两相自然循环流量越高。但当加热功率水平较低时,压力对临界过冷度影响不大;冷却水过冷度低于临界值时,会发生剧烈的倒流和流量震荡现象;当水淹水位低于5.5 m时,不能建立稳定的两相自然循环流动。     

中低雷诺数条件下单侧加热矩形通道内混合对流换热的实验研究

非能动安全壳冷却系统是先进压水堆非能动安全系统的重要组成部分,其中空气对流换热的能力较差,对安全影响较大,因此本文主要研究了在大尺寸垂直单侧加热矩形通道内空气自下而上流动时的混合对流换热,用于模拟核电厂非能动安全壳冷却系统的换热情况。研究结果表明在较小雷诺数条件下自然对流的影响不能忽略且自然对流会占据主导作用;随着空气流量的增加,强迫对流换热的作用越来越明显。当前学者所用经验关系式都不能很好地体现出自然对流在混合对流中起的作用,因此本文还通过实验数据拟合了一个新的计算混合对流换热的关系式,该公式在一定雷诺数范围内与实验值能很好地符合。     

加/减速流动下棒束通道内速度分布和湍流特性研究

事故工况及海洋条件下反应堆处于非稳态工况,堆芯燃料组件内热工水力行为复杂多变,对反应堆安全提出了更高挑战,因此有必要对非稳态下燃料组件内流动换热特性开展研究。基于粒子图像测速（PIV）技术,结合远心镜头和脉冲控制器,实现对燃料组件内复杂流场的高时空分辨率、长时间的连续测量,获得了流量波动下燃料组件内时空演变的流场结构,分析了棒束通道内速度分布、湍流强度、雷诺应力等瞬时流场信息的空间演变特性。以定常流动下流场分布特性为基准,对比分析了加速度对燃料组件内空间流场分布的贡献特点。实验结果表明：加速流动提高了棒束通道内流层之间的速度梯度,抑制了横向速度和湍流强度;减速流动减弱了棒束通道内流层之间的速度梯度,提高了横向速度和湍流强度。实验结果有助于揭示燃料组件在非稳态条件下的瞬态特性,并为燃料组件的设计和优化奠定基础。     

具有强迫射流的大型腔体中的速度场和热分层实验分析(英文)

本文介绍在模拟实际非能动安全壳冷却系统及接近实际安全壳分隔区域尺寸的条件下,大型矩形腔体中由强迫射流所造成的速度场和热分层现象。推导了强迫射流动量何时打破分层现象的判断准则。分析了射流对混合与分层的影响。基于测量结果讨论了大型腔体中因射流与自然对流传热所造成的速度场。     

乏燃料干式储存模块衰变热导出的三维仿真计算分析

建立了QM-400储存模块内自然对流换热的三维流动及换热的计算模型,计算了QM-400储存模块内部的三维流场和温度场,得到了压力分布和速度分布以及储存筒表面的温度分布.在储存筒内部,建立了三维流场和换热的计算模型,并进行了计算,获得了乏燃料包壳的表面温度.     

安全壳内置换料水箱内自然对流现象试验研究

以第3代核电技术中广泛采用的安全壳内置换料水箱(IRWST)为对象,通过比例分析获得了自然对流现象的相似准则,设计了缩比试验装置,对事故条件下IRWST内的自然对流现象进行了试验研究,分析了IRWST内自然对流的演变规律及初始条件的影响。结果表明:相似格拉晓夫数、相似雷诺数和相似普朗特数是IRWST自然对流现象试验装置设计应遵循的相似准则;加热初期,IRWST内以轴向上升羽流为主,随冷热分层的形成,流体的轴向上升运动被抑制,转变为以IRWST中下部区域的径向横流为主;不同初始条件下IRWST内自然对流的演变规律基本一致,但流场演变过程的快慢、流体速度的大小不同。     

安全壳内置换料水箱内自然对流现象试验研究

以第3代核电技术中广泛采用的安全壳内置换料水箱（IRWST）为对象,通过比例分析获得了自然对流现象的相似准则,设计了缩比试验装置,对事故条件下IRWST内的自然对流现象进行了试验研究,分析了IRWST内自然对流的演变规律及初始条件的影响。结果表明：相似格拉晓夫数、相似雷诺数和相似普朗特数是IRWST自然对流现象试验装置设计应遵循的相似准则;加热初期,IRWST内以轴向上升羽流为主,随冷热分层的形成,流体的轴向上升运动被抑制,转变为以IRWST中下部区域的径向横流为主;不同初始条件下IRWST内自然对流的演变规律基本一致,但流场演变过程的快慢、流体速度的大小不同。     

反应堆流场分布优化实验研究和理论分析

采用法国TRIO-VF反应堆热工水力计算程序对反应堆流场进行数值计算,其几何模型与实验模型完全相同,获得了满意的结果.采用国内外最先进的PIV粒子成像测速仪对反应堆流场进行测量,获得了上腔室周边流场和上封头流场速度分布与压力分布以及吊篮上法兰喷嘴阻力系数.对测量结果进行了详细的分析讨论,并将计算结果与实验结果进行了对比分析.结果表明,上腔室和上封头内流场的速度和压力均相符较好.     

流速对含不凝气体的蒸汽冷凝的影响

蒸汽在安全壳内壁面上的冷凝是事故发生后安全壳内的气体向壳壁传热的主要方式,是影响钢制非能动安全壳压力响应的重要因素。针对事故后核电厂安全壳内的事故工况条件,在较宽的参数范围内开展了蒸汽冷凝传热过程的试验研究。试验压力为0.11~0.5 MPa(d),主流空气质量分数为29%~78%、壁面过冷度为26~60℃,混合气体平均流速0.4~1.9 m/s。试验结果表明:在0.9 m/s以下的低流速范围内,试验数据与经验关系式的计算结果符合较好;流速高于0.9 m/s时,流速成为影响含有不凝性气体的蒸汽凝结传热的主要因素之一;主流空气质量分数较低时,流速对含有不凝性气体蒸汽冷凝的传热系数的影响更加显著;对于伴有蒸汽冷凝的对流换热过程,由自然对流向混合对流转变的判据与单相对流换热过程不同。     

核电厂非能动安全壳冷却系统特性研究

RELAP5和MELCOR程序结合,计算安全壳和非能动安全壳冷却系统(PCS)的瞬态响应特性,并对影响系统运行的压力、冷凝器换热面积和冷热源高度差等主要参数进行分析。结果表明:PCS能够在一定时间内有效实现安全壳降温、降压,但长期阶段仍需进行补水降温的操作。降低压力可以提高换热功率,但有可能产生流动不稳定性现象。通过增加冷凝器换热面积能够提高换热功率,但冷却水箱温度较高时影响不明显。在本文给定边界条件下,无论是单相还是两相自然循环,冷热源高度差变化对换热功率的影响都不显著。     

粗糙元对高温气冷堆中间换热器强化传热性能的影响

为提高高温气冷堆中间换热器的换热效率,通过增加人为粗糙元的方式,对强化传热的效果进行CFD模拟分析,比较粗糙元管道和光滑管道,分别从流场分布、轴向速度、横向速度、湍动能、温度场及壁面传热系数等方面,进行粗糙元对强化传热性能影响的初步探究。结果表明,人为粗糙元的存在会破坏湍流边界层的黏性底层,增强横向扰动,大幅提高对流换热的效率。同时,人为粗糙元会降低主流的轴向速度,增大沿程阻力。因此,通过这项初步探究可为以后设计出具有最佳传热效率的粗糙元流道,提供必要的理论支持。     

非能动余热排出换热器运行初始阶段换热特性研究

以非能动余热排出换热器运行初始阶段二次侧水箱水的升温过程为原型,通过实验研究了高位水箱内竖直换热管束在主流水温达到饱和前的换热特性。结果表明,换热管束运行初期热量依靠水的单相自然对流带走,水箱竖直方向上出现温度分层,换热量随主流的升温而下降。随着主流欠热度的减小,从管束上端开始换热机理逐渐向欠热沸腾转变;之后,主流水温逐渐达到饱和,沸腾成为换热的主要手段。在实验研究基础上,利用Churchill&Chu公式从管外平均换热系数中分离出自然对流换热系数,分析了不同阶段自然对流和欠热沸腾在管外换热系数中所占的比例。本文的研究对非能动余热排出换热器的设计有一定的指导意义。     

压力容器外部冷却系统流道结构和流动参数对流场的影响分析

压力容器外部冷却系统是发生堆芯熔化严重事故之后为防止事故进一步恶化熔穿压力容器下封头而设置的重要安全系统。文章采用CFD软件针对第三代压水堆核电技术的压力容器下封头外部冷却系统的结构特点和运行模式进行建模,研究严重事故工况下不同入口流量和流道间隙对压力容器外部冷却系统的流动和传热特性的影响。研究表明入口流量越大,流体的平均温度越低,但流场的分布趋势是一致的;在流道的中下部区域,流体温度变化不明显,在流道的中上部区域,温度变化明显,径向温度梯度很大;流道间隙越大,流体的平均温度越低;流道间隙越窄,局部换热会强化,但流道的阻力会增加,流道结构设计的优化有利于提高压力容器下封头的安全裕度。     

大功率先进压水堆IVR有效性评价中熔池换热研究

熔融物堆内滞留-压力容器外部冷却（IVR-ERVC）是一种重要的核电厂严重事故缓解措施。当前针对IVR有效性评价的方法主要是基于集总参数模型对下封头熔池换热进行分析。在大功率先进压水堆熔池集总参数法计算中,堆芯重量变大、压力容器尺寸增加会导致熔池自然对流换热中的瑞利数Ra ′增大。通过使用集总参数分析程序,对比研究熔池氧化层各换热模型的适用范围,计算大功率先进压水堆高瑞利数条件下稳态熔池的自然对流换热,模拟两层稳态熔池模型中压力容器外壁面的热流密度分布,对其进行选定严重事故序列下的IVR-ERVC有效性评价,并对堆内构件设计提出建议。     

脉动流下定位格架下游时均流场分布特性研究

研究流量波动下棒束通道内定位格架下游瞬时流场演变特性对于揭示海洋条件下燃料组件内流动换热机理具有重要意义。本文应用粒子图像测速（PIV）技术获得了脉动流下棒束通道内定位格架下游时空演变流场结构,分析了脉动参数（脉动周期和脉动振幅）对定位格架下游速度分布和湍流特性的影响。结果表明,脉动流下定位格架下游时均速度与定常流动下时均速度差异较小,且基本不随脉动振幅和脉动周期变化而变化;脉动流下的定位格架下游横向速度和轴向速度均方根与定常流动下的速度均方根存在明显差异,且随脉动参数变化呈现出不同的变化趋势。本文研究结果有助于揭示燃料组件在非稳态条件下瞬态特性,并为燃料组件的设计和优化奠定基础。      

熔融池相变传热特性的大涡模拟数值研究

研究反应堆熔融池内部的流动与传热特性对保证熔融物堆内滞留具有重要意义。本文基于开源软件OpenFOAM平台,结合大涡模拟湍流方法和熔融池相变过程建立熔融池传热模型,针对典型熔融池传热实验LIVE工况开展数值计算,得到了熔融池内速度场和温度场以及下封头内壁面硬壳厚度和热流密度分布情况。结果表明,熔融池内速度、温度和热流密度随高度或径向角度的增大而增大;硬壳厚度随径向角度的增大而减小;下封头壁面上的热负荷在顶部聚集。传热参数计算结果与实验数据整体符合较好,可以有效反映出熔融池内自然对流与相变过程,验证了计算模型的可靠性,可为进一步研究熔融池相变传热特性提供参考。      

双侧加热环形窄缝通道内单相水的流动传热特性研究

对环形窄缝通道内单相水在双面处于不同的加热热流密度情况下的对流换热特性进行了数值计算.计算结果表明,环形通道内、外壁加热热流密度比值的不同,对环形通道内、外壁与单相水的对流换热特性有着显著的影响.内、外壁面加热热流密度比值较小时,内壁的换热强于外壁的换热,随着内壁加热热流密度的增大,外壁的换热得到增强.但是,当内、外壁加热热流密度比值增加到一定程度时,外壁的对流换热特性将超过内壁的对流换热特性,与文献报道的实验结果一致.此外,环缝间隙的减小将导致环形通道的换热性能下降.     

蒸汽发生器换热管流量分配及其对核主泵入口流场的影响

为研究蒸汽发生器（SG）换热管流量分配及其对反应堆冷却剂泵（RCP）入口流场的影响,进行了蒸汽发生器的缩尺模型冷态实验,并以实验获得的数据为SG下封头的入流条件,对SG下封头进行数值建模,并采用计算流体力学（CFD）方法对其进行了三维流场计算。结果表明:SG换热管存在较严重的流量分配不均,SG入口管会对其所正对部分的换热管的流量分配产生较大影响,使该部分流量增大,即形成高速区,而高速区周围会形成相对的低速区甚至回流区;在小流量时,换热管的沿程损失将对换热管的流量分配起主导作用;SG换热管内的不均匀流量分配会使SG出口管处的轴向速度更加紊乱,即在核主泵入口产生更加严重的入流畸变。