PTS瞬态流动与换热数值模拟研究

为了研究压水堆因“直接安注”冷水注入压力容器下降环腔而导致的承压热冲击（PTS）热工水力问题,基于1:10比例模型,应用计算流体力学软件FLUENT5.4进行了紊流流动换热的数值模拟分析,同时进行了常压瞬态传热实验研究。针对下降环腔折算流速0.5 m/s,安注流速10m/s的典型工况,研究了安注水开启后下降环腔内的瞬态流动换热特性,数值模拟与实验结果吻合良好。考察了压力容器安注接管出口区环形焊缝区及堆芯段筒体中子强辐照区所承受的热冲击状况,基于稳态流动研究了下降环腔内流体混合特性及流动机理,为热冲击分析提供参考。     

二次侧非能动余热排出系统传热能力试验研究

通过搭建试验装置，针对二次侧非能动余热排出系统（ASP），开展了试验研究。本文对ASP整体性能响应和稳态特性试验研究的试验装置、试验工况、试验结果进行了介绍。试验结果表明，在模拟事故工况下，ASP可稳定建立自然循环，并将回路热量导出，保证系统整体安全性；稳态特性试验中，回路压力为8 MPa时，可导出设计热量，且随压力的升高，导热能力增大，水箱温度对于换热影响较小。     

压水堆自然循环比例模化基本方程及相似准则数的研究

在分析压水堆自然循环特性基础上,以漂移流模型作为两相流模型,从独立的单相和两相方程出发,通过无量纲化处理,获得一组相同的无量纲化方程组,从而获得能够适用于单相和两相的相似准则数.同时,对自然循环现象模拟的本质以及准则数的物理含义进行了分析说明,并就模拟初始数值的选择,流动不稳定性模拟、传热及临界热流密度模拟等方面进行了分析.     

水平矩形窄缝通道内水沸腾换热的实验研究

以去离子水为工质,在1.0～6.0MPa压力范围内,对大宽高比(1.0×60mm、1.8×60mm、2.5×60mm)矩形狭窄通道内两相沸腾的换热特性进行了实验研究.分析了压力、窄缝间隙、热流密度、质量流量、含汽率等参数对矩形窄缝通道内水的沸腾换热的影响,得到了矩形窄缝通道内沸腾换热经验关系式,与实验数据符合良好.     

模化流速对反应堆整体水力学特性影响的研究

本文采用理论分析和数值模拟方法对反应堆1/3缩比模型的整体水力学特性进行了研究,主要分析不同模化流速对反应堆的压降、入口流量分配及下腔室交混特性的影响,理论和模拟分析结果表明:当流速满足反应堆模型雷诺数大于临界雷诺数条件时,堆芯前的流动进入自模区,不同流速对整体水力学特性无明显的影响。本研究结果可为反应堆整体水力学实验模化流速的选择提供依据。     

用平行通道模型模拟异相脉动

本文主要介绍了一组沿直线排列的平行沸腾通道，通过解一维中子扩散方程来确定这个通道排列的功率分布。模型研究了在平行通道排列中导致异相脉动的条件，定性地再现了沸水堆(BWR)堆芯。在一组直线排列的通道中模拟了所有通道的情况。使用一维动力学通过联刚的中央指令处理器(CPU)来求解这些通道。根据1994年核能署对于林哈尔斯(Ringhsls)反应堆的稳定基准试验来确定通道的组别。通过在每个通道施加相同的压降为边界条件作为稳态的初始条件，对通道流量进行迭代。这个恒定的压降同时也施加在反应扰动的瞬时反馈上，这个反馈诱发了异相脉动、数值计算采用基于并行虚拟机(PVM)的并行计算方案。     

直接安注反应堆压力容器下降环腔内射流传热试验研究

失水事故工况 (LOCA)下反应堆下降环腔内的流动和传热研究 ,对反应堆压力容器 (RPV)的安全具有重要的意义。通过对一种直接安注的反应堆压力容器内流动和传热的研究 ,将流动分为横穿射流和冲击射流 ,比较了在两种射流下下降环腔内流动和传热的特点 ,分析了流速比和对流换热系数及温度的关系 ,当流速比在 1～ 1 0时 ,流动属于横穿射流 ,对流换热主要由环腔流速决定 ;流速比大于 1 0后 ,属于冲击射流 ,环腔内对流换热主要决定于安注流速 ,此时局部对流换热能力随安注流速的增加而增加     

二次侧非能动余热排出系统流动不稳定性研究

二次侧非能动余热排出（ASP）系统是压水堆核电厂应对全厂断电事故的重要措施之一。为研究ASP系统的运行特性，设计建造了ASP系统试验装置（ASPTF）。在ASPTF上开展了ASP系统运行稳定性影响试验，并对试验结果进行了理论分析。试验研究与理论分析结果表明：低压低功率下ASP系统中出现流动不稳定性；增加蒸汽管线或回水管线阻力系数可抑制ASP系统出现流动不稳定性；降低加热功率时ASP系统更易出现流动不稳定性；主泵运行状态影响ASP系统的输入功率进而影响系统的流动不稳定性。     

一维自然循环比例分析的理论模型

整体性能试验研究是验证先进非能动压水堆核电站堆芯冷却系统设计有效性的核心技术,一回路系统两相自然循环热工水力特性比例分析是确定整体性能试验装置尺度的主要理论依据。以一维漂移流模型为基础,对整个一回路两相自然循环系统控制方程积分,并求得稳态解,由此获得了系统的流动条件。应用初始流动条件与边界条件,对两相自然循环系统控制方程直接无量纲化,最终得到了整体性能试验装置与实际非能动电站热工水力特性的相似准则。     

垂直管内超临界水传热实验研究

在宽广的实验范围内对直径10 mm垂直管内超临界水在不同工况下的传热特性进行了实验研究,分析了热流密度、质量流速及压力变化对内壁面温度及传热系数的影响规律。实验参数为：压力23、25、26 MPa,质量流速450~1 200 kg/（m²•s）,热流密度200~1 200 kW/m²。实验结果表明：随主流温度的升高,壁面温度逐渐上升,在拟临界点附近由于物性剧变存在传热强化现象;热流密度的增加以及质量流速的减小均会削弱传热强化现象,并导致传热恶化;压力的影响主要体现在传热恶化、强化的起始热流密度和起始主流温度的不同。