摇摆条件对反应堆系统热工水力特性的影响

船用核动力装置在海洋环境中受到风浪等影响会发生运动。摇摆条件对一回路系统热工水力特性影响比较复杂。为了研究摇摆条件影响,本研究开发了海洋条件系统热工水力分析程序STAC,并利用实验对程序海洋附加力模型进行验证。利用系统程序STAC对摇摆条件下反应堆系统热工水力特性进行模拟研究,结果表明：摇摆条件下强迫循环工况的参数变化比自然循环工况的参数变化小;与纵摇相比,横摇运动影响较大;摇摆条件下系统热工参数存在波动幅值最小的周期点。     

摇摆运动下系统空间布置对自然循环流动特性的影响

基于摇摆运动条件下自然循环流动的数学模型,研究了该条件下自然循环回路的质量分布、摇摆轴心以及单双回路等系统的空间布置对自然循环流动波动特性的影响．结果表明：由于摇摆运动产生的附加加速度具有时空特性,不同空间位置产生的加速度大小和方向都不同,所以系统的空间布置对摇摆运动条件下的自然循环流动存在较大影响,其中对摇摆轴心的影响最为显著;对于冷却剂系统而言,采用对称布置可以抵消向心力的影响,降低流动速度波动的频率;摇摆轴心位于回路外可以降低切向力的影响,降低波动的振幅,但轴心与回路距离过大时,切向力的影响又会因半径的增加而增加,造成流动波动振幅增加,采用对称双回路布置有利于消除切向力的影响,从而降低总流量的波动振幅;对称双回路布置有利于降低总流量的波动;采用适当的布置,可以有效地降低摇摆运动对自然循环流动波动特性的影响．在设计中,还应综合考虑密度以及质量分布的因素,合理的质量分布可以有效地降低摇摆造成的流动波动．     

密度核反馈条件下低压自然循环两相流动稳定性实验

为了研究核供热反应堆主回路自然循环两相流动稳定性，考证了具有密度－核反馈耦合条件下两相流动的热工水力学行为。在热工实验回路ＨＲＴＬ－５中引入了反应堆中子动力学模拟系统。以实测冷却剂密度作为其输入参数，以中子动力学模拟系统的功率输出通过ＨＰ－３８５２５控制器对系统电加热功率进行实时控制，实验研究了不同工况条件下自然循环两相流动的稳定性。研究结果表明，核反馈耦合条件下系统中出现很低欠热度不稳定性区，反馈系数大小、测量系统和元件动态响应特性对自然循环两相流动稳定性有重要影响。     

Experimental Analysis on Non-thermoequilibrium in a Natural Circulation System(Ⅱdynamic)

给出自然循环系统中欠热沸腾及闪蒸的动态分析及实验结果。实验在清华大学核能技术设计研究院的５ＭＷ核供热堆模拟实验回路ＨＲＴＬ－５上完成。采用带有质量、蒸汽质量、能量及动量守恒方程的一维两相流漂移模型分析ＨＲＴＬ－５中的流动不稳定性。通过时域动态分析方法，给出了以加热功率—进口欠热度平面表示的流动稳定边界。研究表明热力学非平衡态，即在加热段中的欠热沸腾及上升段中的空泡闪蒸，在自然循环低压低干度条件下对流动稳定性有很大的影响。计算结果与实验值吻合得很好。研究结果对丰富和发展两相流及两相流稳定性理论，对自然循环两相流系统，特别是对以自然循环方式运行的低温核供热反应堆有重大意义。     

液态铅铋合金自然循环实验与数值模拟

铅铋合金(lead-bismuth eutectic,LBE)自然循环流动与输传热特性的研究，对自然循环铅铋快堆的设计运行、提高反应堆自然安全性能有重要意义。为进一步探究铅铋合金的自然循环流动传热特性，本文基于自然循环理论分析，并结合其他冷却剂介质（钠、水），对比研究了LBE自然循环稳态流动与输传热行为规律与特点；同时基于LBE自然循环瞬稳态实验，对快堆系统分析程序FRTAC模拟LBE瞬、稳态自然循环的适宜性进行了初步验证；基于FRTAC程序计算，量化分析了不同运行工况、回路流道结构参数和回路阻力等因素对LBE自然循环的影响。结果表明，不同因素对LBE自然循环的影响程度不同，不同的回路运行温度水平对自然循环流动特性影响较小，而传热特性受回路不同运行温度水平影响的敏感性相对较大；自然循环高度（冷热心位差）对自然循环质量流量影响较显著。此外，回路整体管径增大将导致循环质量流量增加，加热区内温升与换热温差降低。     

压水反应堆稳态自然循环载热能力的研究与分析

给出了压水反应堆稳态自然循环的物理与数学模型，并编制了用于分析，计算压水反应堆稳态自然循环载热能力及相相应参数间关系的程序ＭＩＳＡＲＳ。得用ＭＩＳＡＲＳ，计算了反应堆各参数对自然循环能力的影响，对计算结果作了分析。     

摇摆条件下自然循环流量的混沌时间序列预测

针对摇摆条件下，核动力装置自然循环出现的自相关性、非线性以及高度耦合性等特点，建立了一种基于耦合数据的混沌时间序列预测模型。通过研究摇摆条件下自然循环的流动特性，以相空间重构技术为基础，研究了混沌时间序列耦合多变量预测方法。为了验证算法的有效性，以冷却剂剂体积流量为例，利用所建模型进行预测，预测值的相对精度为0.9712。结果表明，该模型的预测精度好、鲁棒性高，能够用于摇摆条件下自然循环的冷却剂体积流量预测。     

新型压水堆自然循环特性计算分析

针对新型压水堆的结构特点，在一维质量、动量和能量守恒方程的基础上，建立了描述其稳态自然循环特性的数学模型．模型对新型压水堆在稳态自然循环过程中可能出现的流动形式和换热状态进行了充分考虑．通过数值迭代求解该模型，对新型压水堆的自然循环特性进行了理论分析．计算结果表明：反应堆自然循环流量随堆芯功率的增加而增加，并且是堆芯功率的指数函数；在不同蒸汽压力下，反应堆的自然循环流量不同，且随蒸汽压力的增加而增加．冷热芯位差越大，反应堆自然循环能力越大．该研究对我国新型压水堆的概念设计提供了重要的理论依据．     

Experimental Analysis on Non-thermoequilibrium in a Natural Circulation System

给出自然循环系统中欠热沸腾及闪蒸的分析及实验研究结果。实验在５ＭＷ核供热堆的模拟实验回路上完成。分析采用了四方程一维两相流漂移模型。用Ｃｌａｕｓｉｕｓ－Ｃｌａｐｅｙｒｏｎ方程计算上升段中汽泡闪蒸起始点。进口欠热度及系统压力作为变化参数。为了便于比较，也给出了仅采用饱和沸腾模型的结果。研究表明欠热沸腾及空泡的闪蒸对空泡分布及系统循环流量有很大影响，且系统压力越低，欠热沸腾及闪蒸的影响越大，在很宽的进口欠热度条件下加热段中只发生欠热沸腾。计算结果与实验值吻合得很好。此研究结果对于丰富和发展两相流理论，对自然循环两相流系统，特别是对以自然循环方式运行的低温核供热反应堆有重大意义。     

核电运行及事故颗粒物运动沉积分析方法研究

颗粒物的运动沉积对核电正常及事故工况的运行特性有重要影响.本文分析了颗粒物对核电安全影响的背景、内涵及重要性;概括了颗粒物和介质的基本特性、受力及受力模型、运动沉积模型;给出了核电在正常运行、设计基准事故及严重事故工况下颗粒物类型的分布.对比了国内外分析颗粒物运动特性的数值模拟方法、程序计算方法及实验分析方法;数值模拟和程序计算方法周期短、成本低;实验分析方法则更加接近真实情况;三者可相互补充、相互验证;数值模拟和程序计算的分析结果与实验方法的实验结果趋势符合较好.得出对核电系统颗粒物运动特性的研究还处于初级阶段,需要了解其运动特性,尽量降低颗粒物的危害.指出了未来核电颗粒物运动沉积的研究方向,为核电运行及事故下颗粒物运动沉积研究提供了理论基础.     

自然循环过冷沸腾流动和CHF的实验研究

为了研究自然循环过冷沸腾条件下流动不稳定性和临界热流密度 ( CHF)的影响因素及其规律 ,以氟里昂作工质 ,在系统压力为 0 .9～ 2 .4MPa,入口过冷度为 -0 .61～-0 .0 8K,加热功率为 1.2～ 13 k W实验条件下 ,对自然循环过冷沸腾流动不稳定性和 CHF进行了实验研究。实验结果证实 ,自然循环系统内可能发生两类流动不稳定性 :高频声波型脉动和低频密度波型脉动。流动不稳定性的发生与整个系统的几何结构及总加热功率有关 ,而 CHF则主要取决于局部的流动参数和加热热流密度。得到了判断系统流动不稳定性的发生界限。修正的 Bowring关系式可以可靠地用于预测自然循环过冷沸腾条件下的临界热流密度     

非能动余热排出系统瞬态特性分析

非能动余热排出系统能在反应堆事故停堆期间,不依靠外部能量驱动导出堆芯余热.采用RELAP5/MOD3.2程序,以AP1000主冷却剂系统为原型进行建模,对非能动余热排出系统在全厂断电事故下的瞬态响应过程和工作能力进行了计算和评估.分析结果表明,合理设计非能动余热排出系统可保证其余热导出能力,使系统依靠自然循环有效地导出堆芯余热.此外,根据计算结果分析了系统冷热源中心高度差对自然循环能力的影响.     

ADS次临界堆脉冲中子源实验动态特性数值模拟研究

强外源驱动与深次临界度使得ADS次临界反应堆在中子学特性上与传统临界堆有较大差异,确定论中子学计算方法难以直接应用于ADS次临界堆.本文采用MCNPX程序对"快热"耦合ADS装置YALINA-Booster的PNS实验进行了模拟,并将模拟与实验结果进行比较.结果表明:在不同的堆芯布置方案和不同脉冲中子源特性下,模拟结果与实验结果具有良好的一致性,验证采用MCNPX程序研究ADS次临界堆中子学动态特性的可行性.     

自然循环两相流系统压降特性研究

两相流压降特性是两相流稳定性研究中的重要特征参数，不同类型的不稳定有不同的压降特性与之对应。本文在清华大学核能技术设计研究院的５ＭＷ热工水力模拟实验台架上对自然循环条件下两相流压降与系统流量的关系进行了实验研究。对自然循环和强迫循环流动中压降流量特性进行了比较。实验发现在发生振荡时，压降与流量反相，加热段入口欠热度保持不变。在压降流量相图上，振荡呈现为逆时针方向周期６ｓ的极限圈。     

环形空间内导热、对流、辐射耦合问题的数值仿真

本文针对环形空间内自然对流的研究现状,采用扩大计算区域办法确定边界条件,对一端开口的环形空间进行了将导热、对流、辐射耦合在一起的数值模拟,并加入了氩气的物性,使得计算结果与快中子增殖反应堆的实际情况相一致。计算结果显示,流动呈现两细胞的半循环流动,该结论与前人的研究结果一致。此外,由于采用计算区域整体模拟的办法,同时得出了固体内的温度场。     

控制棒水力驱动系统在摇摆工况下的运行特性

通过由控制棒水力驱动系统实验本体、六自由度船舶运动模拟器及测量与控制系统组成的实验装置，进行了实验本体随模拟器摇摆时控制棒的步升、步降及全程快速落棒实验，还进行了实验本体横倾４５°静态下的快速落棒实验，取得了一系列实验数据。实验结果表明：控制棒水力驱动系统在摇摆角达３５°，周期为１０ｓ时仍具有良好的运行可靠性和固有安全性；在横倾４５°时仍能靠重力顺利落棒。因而该系统经过适当改进后可以满足摇摆工况下要求，为该系统应用于船用核动力堆提供了实验依据。     

横向磁场中氧化电极间电弧的速度效应

本文报导了作者模拟实际电器中自然氧化及冲压加工的电极表面状况、以及在电弧轨道受控或不控的条件下研究电弧运动速度效应的结果。根据对铜、黄铜、铝、铁等电极采用两种布置方法的实验研究,发现电弧在自然氧化窄面电极棱边上首次运动极为困难,速度为每秒零点几到几米的数量级(横向磁场0.01特斯拉,电弧电流100安,电极距离2—8毫米),其中以铁为最困难,铝和黄铜次之,铜较易运动;当电弧在电极上作首次运动以后,接着使电弧第二次在相同轨道上运动,速度却增高十倍以上,达到每秒几十米数量级;对于相同条件下的宽面电极,由于各次电弧运动的轨道不同,在少数几次实验情况下,速度均为同一数量级,没有发现上述效应。文中对上述效应及磁驱动电弧的某些问题作了简要的讨论。     

超蒸发表面结构应用于ERVC增强的初步实验研究

为解决大型先进反应堆下封头高热负荷的挑战,通过堆内熔融物滞留(IVR)的严重事故缓解措施,向堆腔注水,实施压力容器外部冷却(ERVC),使下封头(RPV)的热负荷分布不超过临界热通量(CHF)。通过在模拟ERVC条件的自然循环回路上,开展光滑面和开槽面在朝下倾斜表面方位角为7.5°、37.5°、67.5°和82.5°的沸腾传热与CHF的对比实验,发现在ERVC的低流速过冷沸腾条件下,由于超蒸发效应,开槽面上沸腾换热显著增强,CHF得到明显提高,从而初步验证了其应用于增强ERVC热负荷有效性的可行性。     

气空间中不凝结气体对自然循环流动沸腾的影响

为了研究不凝结气体对反应堆安全的影响，在清华大学核能技术设计研究院５ＭＷ热工水力实验台架上研究了气空间中有不凝结气体存在时自然循环两相流稳定性的变化。实验发现：在气空间中有很高的氮气分压情况下，即使冷凝器投入运行，系统仍可能出现沸腾和两相流振荡，汽液交界面的温度可达到气空间总压对应的饱和温度，蒸汽分压在气空间中存在不均匀分布。这些现象的研究对压水反应堆变工况运行有重要意义。并对汽液交界面的Ｓｔｅｆａｎ流现象进行了理论分析。     

反应堆Ⅱ类瞬态工况燃料棒包壳应变分析研究

在新燃料设计中,为更好保证燃料棒完整性,以田湾核电站5、6号机组长燃料循环堆芯燃料管理为背景,采用自主研发的燃料性能分析程序FUPAC,模拟稳态及II类瞬态条件下芯块-包壳的力学行为,并针对所需考虑的关键参数及模型进行研究,得到反应堆Ⅱ类瞬态下包壳应变的分析方法和理论模型。