熔融金属液滴热细粒化过程研究

熔融液滴的细粒化是决定燃料与冷却剂相互作用破坏后果的关键过程,它决定最终的热能与动能的转化比,是预测事故后果的重要因素之一。然而目前对该过程中基于本身内能的热细粒化机理尚不清楚。本工作通过单个熔融金属液滴与水相互作用的实验,借助高速摄像系统对熔融液滴的热细粒化现象进行拍摄,观察发现熔融金属液滴与水的相互作用经历了若干次加速膨胀细粒化过程,测量到熔融液滴的细粒化时间为0.8ms,两次细粒化的时间间隔为0.8ms,细粒化加速膨胀时间仅为0.4ms。根据实验观察和分析,提出了一种由熔融液滴与水接触面不稳定沸腾效应引起的热细粒化机理。     

熔融物热细粒化的实验研究

通过小规模细粒化实验(SSFT)实验装置开展锡、铅及锡铅合金为熔融物材料的热细粒化实验研究。研究材料物性、下落高度、熔融物初始温度及冷却水温度等对热细粒化的影响;通过分析实验碎片的形貌及大小分布,研究不同参数范围内熔融物热细粒化机理,给出了细粒化机理分区图谱。     

蒸汽爆炸中熔融物液滴直径敏感性分析

为了减少熔融物液滴直径对计算蒸汽爆炸的破坏力造成的不确定性,本文基于MC3D软件进行建模,在典型工况下对熔融物液滴直径进行敏感性分析,并计算了熔融物液滴直径变化、液滴总能量、液滴碎化速率、爆炸压力。通过理论分析和计算探求熔融物液滴直径影响爆炸压力的机理。结果表明:蒸汽爆炸的压力对熔融物液滴直径非常敏感,改变液滴直径会使得爆炸压力成倍变化;这主要与熔融物液滴总能量,熔融物液滴碎化速率相关。     

熔融铅锡合金与冷却剂相互作用热细粒化研究

堆芯熔融物与冷却剂相互作用(Fuel Coolant Interaction,FCI)是核反应堆严重事故下可能发生的严重问题之一。为进一步了解FCI现象及解明热细粒化过程的关键影响因素,本文通过可视化实验方法,采用铅锡合金模拟材料开展实验研究。采用高速摄像系统对反应过程进行图像采集,通过计算熔融物所占像素点的面积得到熔融物的截面积;收集反应碎片,从实验产物形貌、相互作用过程状态及熔融物周围气体分布三个方面对影响热细粒化过程的熔融物初始温度、质量及冷却剂温度展开研究。结果对比分析表明:熔融物温度升高,热细粒化程度先增加后减小;初始水体量一定的情况下,熔融物质量增加,可能导致熔融物细粒化程度降低;冷却剂过冷度增加,热细粒化程度增加。     

高温熔融液滴破碎特性实验研究

对高温熔融液滴在水中的破碎特性进行了实验研究，重点考察和分析了液滴材料的物理化学性质、熔化潜热和熔融液“粘糊状区域”(Mushy Zone)等因素对液滴破碎过程的影响。用共晶和非共晶的铅(Pb)-铋(Bi)合金作为液滴材料，用水作冷却剂，完成了约10个系列的实验工况．分别测量了液滴破碎后碎片的累积质量分布和质量平均尺寸。根据实验结果探讨了液滴材料的焓、熔化潜热、粘性等因素影响液滴变形与破碎过程的规律。     

高温熔融金属表面爆炸沸腾过程的实验研究

针对核反应堆严重事故下高温熔融金属与过冷水间的爆炸沸腾过程开展可视化实验研究。研究分析不同的熔融金属在不同初始温度下的爆炸沸腾特性,以进一步探讨高温熔融金属表面的复杂沸腾相变过程及传热机理。在本研究中,金属样本包括铝、铅和铋。熔融金属的初始温度分别为700、750、800、850、900、1000℃。通过本研究得到了不同金属物性对FCI过程的影响,以及不同初始温度对爆炸沸腾过程中蒸汽生成量的影响,并讨论了影响高温熔融金属与过冷水间快速传热过程的因素。     

熔融液滴在冷却剂中的运动特性实验

设计、建立了研究高温熔融液滴与冷却剂相互作用的可视化实验装置,通过高速摄影记录熔融液滴的下落过程,获得了下落小球运动过程曲线,重点考察了液滴温度和冷却剂温度对液滴-冷却剂界面作用过程的影响.结果表明,熔融液滴穿过气-水界面后,将首先经历一个速度骤降-回升过程,之后液滴作减速运动下落;当冷却水温度一定时,高温熔融液滴温度越高,熔融液滴入水后下落速度越快;当熔融液滴温度一定时,冷却水温度越高,熔融液滴入水后下落速度越快.     

熔融物液柱碎化模型对先进压水堆堆外蒸汽爆炸计算的影响分析

在堆外蒸汽爆炸计算中,液柱碎化模型影响着熔融物液滴生成速率、液滴直径、液滴分布、液滴凝固和气泡比例等粗混合参数和现象,从而影响了蒸汽爆炸的冲击载荷。本文基于MC3D V3.8程序,采用不同的液柱碎化模型（CONST模型和KHF模型）对先进压水堆堆外蒸汽爆炸进行计算分析,探讨了CONST和KHF模型对蒸汽爆炸计算的影响。结果表明,两种模型计算的粗混合状态类似;在熔融物触底时刻,爆炸性准则几乎相同,此时触发爆炸得到的冲击载荷差别很小,表明该时刻触发爆炸时不同液柱碎化模型对爆炸冲击计算的影响较小;在本文所定义的工况下,先进压水堆堆坑墙体承受的最高压力约为20 MPa,最大冲量小于0.2 MPa•s。     

熔融液滴与冷却剂相互作用实验中液滴释放控制机构的研制

在高温熔融液滴与冷却剂相互作用的实验中,熔融液滴的释放控制对整个实验起至关重要的作用.本文在以往实验机械控制装置的基础上,自主设计一个自动控制电路来代替人工机械操作,利用控制电路给电磁铁提供瞬时脉冲来控制液滴瞬时释放下落,简化实验的可持续性操作,提高实验的重复性、精确性和操作方便性.     

液滴碰撞实验与数值模拟研究

通过实验研究与数值模拟相结合的方法研究了液滴碰撞现象,分析了液滴铺展和反弹现象,并讨论了液滴半径和表面张力系数对液滴运动过程的影响。结果表明:数值模拟结果与实验观察结果吻合较好,振荡强度随液滴半径的增加而减小,随碰撞速度的减小而增强;随表面张力系数的减小,振荡衰减更快,同时振荡频率减小;液滴铺展到最大值所用时间与碰撞速度和表面张力系数有关。     

重水运输容器货包自由下落分析

本文采用ANSYS有限元程序,对重水运输容器货包进行了自由下落分析,计算模型包括3种下落方式:水平下落、垂直下落和倾斜下落.根据ASME规范NB分卷进行了应力强度评定.结果表明,重水运输容器满足强度与密封要求.     

AC600全压堆芯补水箱补水实验研究

全压堆芯冰箱（ＣＭＴ）是ＡＣ６００压水堆非能动高压安注系统的主要设备。全压堆芯补水箱补水实验主要研究中,小破口失水事故时ＣＭＴ的重力排放特性,为验证安全分析计算机程序试验数据,中国核动力研究院建造了ＣＭＴ补水实验装置,并在该装置上模拟反应堆主管道中,小破口失水事故动态工况,完成了ＣＭＴ补水实验,本文给出了小破口失水事故工况堆芯水箱补水试验结果与分析。,     

Phoswish探测器测量重离子在生物组织中的核碎片

利用HIRFL（兰州重离子研究装置）产生的55MeV/u的40Ar17 离子束，用由CsI(T1) 快塑料闪烁探测器组成的Phoswich探测器，以1．5mm有机玻璃为效生物组织材料，探索了研究等效生物组织中核碎片测量的方法，对实验中可能出现的问题及解决方法进行了探讨，结果表明探测器对Z可分辨到16，元素分辨为Z／ΔZ约为40。     

高压及超临界压力下螺旋管内单相水摩擦压降特性实验研究

在较宽的参数范围内对高压及超临界压力下单相水流经立式螺旋管的摩擦压降特性进行实验研究。研究表明,对于高压工况,在高雷诺数Re条件下的水力粗糙区,管壁粗糙度对摩擦压降的影响要远大于二次流的影响,故单相水在螺旋管内的摩擦压降基本可直接采用直管的相关公式来预测;对于超临界压力工况,在物性变化剧烈的拟临界区内,采用高压工况计算公式所得的摩擦压降预测值要明显偏低于实验值。     

基于压水堆核电机组等效热降法的改进算法

由于核电汽轮机抽汽状态点焓值及排汽焓难以准确确定,使得压水堆核电机组常规等效热降法计算结果存在偏差.针对这一问题,提出压水堆核电机组等效热降法的改进算法.对1000MW压水堆核电机组二回路热力系统进行实例计算,结果表明:用等效热降法的改进算法所得的汽轮机实际循环热效率与设计值相比较,误差在允许的范围内.等效热降法的改进...     

Interpretation of Spatial Kinetics for Rod Drop Experiment in Loosely Coupled-Core Systems

Abstract

The coupled two-core reactor systems with various degrees of spatial coupling were constructed in the Kyoto University Critical Assembly (KUCA) to study the spatial kinetics observed in the control rod drop experiment. By applying the two-mode and the two-point kinetic models to the space-dependent rod worths measured on the basis of the one-point model, the first-harmonic λ-mode eigenvalue separation and the reactivity coupling coefficient were inferred. The present values of these parameters agreed with the results obtained by the reactor noise measurements and the diffusion calculations.

The experimental results show that the magnitudes of the spatial kinetic phenomena including the dependence of the rod reactivity worth on the detector position, the reactivity interaction effect between control rods and the transient flux tilts induced by the rod drop, which have been significantly observed in large thermal and fast power reactors, are inversely proportional to the eigenvalue separation. Applying the two-mode model, the inherent reactivity worths of control rods were also inferred from the space-dependent ones.