核供热反应堆热电联产实验研究

核供热反应堆热电联产研究是低温堆综合利用开发研究的一个重要方面。为了探索商用供热堆进行热电联产、扩大低温堆的应用领域，提高其年运行因子改善供热堆的经济性，利用５ＭＷ核供热堆（ＮＨＲ－５）为热源，通过其二回路上特殊设计的低压蒸发器和低压两相透平发电机实现核热－电力转换。用冷凝器二次侧的循环冷却水向热网用户供热，实现核供热反应堆的热电联产。结果表明，一体化自然循环式供热堆用于热电联产在技术上是可行的，整套系统表现出极好的运行性能和安全性能。     

过冷沸腾蒸汽-水两相流真实含汽率模型

过冷沸腾蒸汽水两相流相分布特性计算对核反应堆的热工设计与安全分析非常重要。该研究建立了计算过冷沸腾真实含汽率的非线性热平衡微分方程;基于在过冷沸腾起始点和饱和沸腾起始点分别存在2个拐点的特点,提出了高、低入口过冷度工况下沸腾流道内真实含汽率计算模型,模型中同时给出了饱和沸腾起始点的计算公式。根据该模型获得真实含汽率后可采用漂移流模型得出真实空泡率。在较大的压力、质量流速和热流密度工况范围内的该模型计算结果与现有的大量蒸汽水空泡率实验数据一致性较好。     

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。     

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。     

自然循环静态流量漂移诱发动态流量振荡研究

为探讨两相流及流动稳定性理论及工程问题,通过实验研究描述了自然循环静态流量漂移及静态流量漂移过程中出现的动态流量振荡现象;研究了在自然循环系统中流量发生漂移时系统循环流量,加热段进出口温度的变化规律。结果表明欠热沸腾所引起的流动阻力变化是导致静态流量漂移的主要原因;在发生静态流量漂移时系统循环流量下降,进口温度下降及出口温度上升;随着静态流量漂移的发展,欠热沸腾逐渐强烈,伴随着静态流量漂移系统内同时发生具有密度波及喷泉不稳定特点的动态流量振荡。在对现象描述的基础上,阐述了静态及动态流量不稳定发生的机理。研究结果证明在自然循环中静态流量漂移将会诱发动态流量振荡。     

模糊数学在自然循环欠热沸腾起始点研究中的应用

运用模糊数学的聚类分析法,对自然循环欠热沸腾起始点的实验和计算数据准确性进行考核,以选择同类准确数据,并判定公式的计算准确率。通过隶属度的确定和模糊的判决方法运算,分析自然循环欠热沸腾起始点的实验误差,以便对实验公式的修正系数做出合理准确的判定,取得置信度较高的结果。结果表明,模糊数学的应用使自然循环欠热沸腾起始点分析得到一种符合实际和较为准确的描述,该方法是一种有前途的可开发数学方法。     

核供热堆失水自然循环断流时的流动不稳定性

为研究一体化布置的核供热堆在破口失水事故时主回路冷却剂的自然循环断流过程，在５ＭＷ核供热堆热工水力模拟回路ＨＲＴＬ－５上进行了实验研究。在发生小破口失水事故后维持加热功率为额定功率的５％或２０％。实验结果表明，在自然循环断流过程中主回路可能发生倒流和流量振荡，这是由于破口失水和降压闪蒸联合作用的结果，是由于两相流体密度发生变化引起的。     

REPEC非加热实验的RELAP程序模拟

为研究压力容器外部冷却过程中的两相流动和传热现象,采用安全分析中通用的RELAP分析程序对REPEC非加热研究实验进行模拟计算,通过改变体积流量大小、注气方式和进出口面积对自然循环流率和外部冷却两相流动现象进行分析.结果表明,模拟结果与实验结果的一致性较好;循环流量随体积流量的提高呈现先增强后降低的趋势;进出口面积增大可以提高自然循环流量,但出口面积变化对循环流率和流动稳定性的影响更为显著.     

核供热堆失水事故模拟实验研究

叙述了位于核供热堆堆芯上方注硼管位置的中小尺寸管道破裂引起的小破口失水事故实验研究。在核供热堆热工水力学模拟实验回路ＨＲＴＬ－５上，对停堆后堆内有剩余功率的小破口失水事故进行了模拟实验，给出了小破口失水事故发生后，系统压力、温度、堆芯元件壁温、堆内冷却剂排放量、液位、空泡份额等重要参数的变化曲线，以及对低温堆安全性的影响。     

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。     

Experimental Study of a Stoppage Natural Circulation during a Nuclear Heating Reactor LOCA

IntroductionThe5MW Nuclear Heating Reactor( NHR- 5)was designed and built by the Institute of NuclearEnergy Technology( INET) of Tsinghua Universityin 1 989.The development of a 2 0 0 MW NuclearHeating Reactor ( NHR- 2 0 0 ) as an industrialdemonstration was undertaken by INET undercooperation with otherinstitutions.The main loopsof the 5MW nuclear heating reactor and the2 0 0 MW nuclear heating reactor are integralnatural circulation systems[1,2 ] . The naturalcirculation of the…     

缩比非能动余热排出热交换器管外过冷池沸腾实验研究

搭建了缩比非能动余热排出热交换器C型管实验模型,利用导热油作为管内加热介质,脱盐水作为管外冷却介质开展了一系列传热实验。根据壁温及脱盐水主流温度判断在加热过程中出现明显的温度分层现象并经历自然对流、过冷池沸腾最终达到饱和池沸腾。对存在过冷池沸腾阶段的几个代表性时刻对应上、下水平及竖直段单元分别进行传热计算并与文献经验公式进行比对,验证了Rohsenow饱和沸腾经验公式和McAdams自然对流经验公式的适用性,针对过冷池沸腾阶段实验热流密度与Rohsenow过冷沸腾公式的偏差,采用多自变量自定义非线性拟合方法得到了更准确的加权公式。     

核供热堆不凝结气体排放特性实验研究

为研究核供热堆上空腔不凝结气体（氮气）的排放特性,在５ＭＷ核供热堆热工水力学实验回路上进行了实验研究,实验模拟了核供热堆排放工况的主要参数,着重研究了在排放过程中氮气排放份额变化特性和氮气排放份额对排放背压的影响,排放前实验系统压力运行在１．５ＭＰａ,初始氮气分压为０．３４ＭＰａ。采用静态校验法获得单位时间的平均氮气排放份额。实验结果表明：由于排放过程中闪蒸现象的发生使得氮气的排放特性变化复杂,氮气排放份额在整个排放过程出现双峰,排放阻力对氮气排放特性有较大的影响。     

微柱群通道流动沸腾两相摩擦压降特性研究

为探究微柱群通道流动沸腾两相摩擦压降的影响因素,对高度和直径均为500 mm的微圆柱组成的叉排微柱群通道进行了实验研究,并借助高速摄像仪对通道内不同加热功率的气液两相流型进行了记录分析。实验中质量流速范围341~598.3 kg·m~(-2)·s~(-1),热流密度范围20~160 W·cm~(-2),工质出口干度范围0~0.2。实验结果表明,两相摩擦压降随着质量流速的增大而增大,随着热流密度的增大呈线性增长;工质进口过冷度对两相摩擦的影响随着出口干度的升高逐渐减弱。通过可视化研究发现,随着热流密度的增大,微通道内流动沸腾的流型变化依次为泡状流、环状流,环状流区两相摩擦压降明显高于泡状流区。     

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     

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。     

过冷沸腾中热声振荡驻波自激形成的实验研究

借助工程信号处理的时域和频域方法,详细分析了竖直管内过冷沸腾中热声振荡特性,获得了热声振荡驻波自激形成与主流过冷度的关系．实验表明,当主流过冷度较大时,过冷沸腾声振荡具有多频性;随着过冷度的下降,多频的声振荡逐渐在管道长度方向上发展为具有单一高频的热声驻波;当过冷度下降到致使加热面接近饱和沸腾时,空泡群脉动所致低频压力波动将取代高频热声振荡驻波．在此基础上,提出了验证热声振荡驻波形成与否的相关判断原则,它可方便地应用于过冷沸腾传热工况的诊断之中．     

5MW低温核供热堆的研制和运行特性

清华大学核能技术设计研究院开发的 ５ ＭＷ低温核供热试验堆已建成运行。本文简要介绍该堆的主要设计特性，其中包括一体化、自稳压和双层壳的结构设计、世界上首次采用的控制棒水力传动系统、自然循环的冷却方式以及防止放射性物质泄人热网的措施等。这些设计措施大大提高了该堆的固有安全性。还介绍了该堆的主要安全性能，重要的试验研究项目及自调节性和自稳定性等运行特性。     

Investigation on Dynamic Character of Thermohydraulic TestSystem

介绍了用阶跃响应法研究热工水力学实验系统的动态特性。给出了热工水力学实验系统不同工况下的动态特性参数。在诸如系统辨识、核反馈实验等含有动态过程的模拟实验中，这些参数是必须考虑的。该实验是在ＨＲＴＬ热工水力学实验系统上进行的，系统的动态响应是用阶跃信号响应描述的。实验结果为其他动态过程实验提供了基础数据。     

微槽平板传热实验研究(英文)

本文以甲醇为工质实验考察了方型微槽结构平板的传热特性,测试了6种不同尺寸实验段的传热数据,发现槽内单相液体对流随加热负荷或壁温升高有传热与流动形态的变化。分析表明,这种形态变更与微槽内液体因壁温升高引起的明显物性变化密切相关。文中分析了液体流速、温度以及微型结构的几何尺寸对传热及流动形态变化的影响。实验还发现微槽结构内的流动核沸腾与通常情况存在明显差异。本研究为微尺度传热的高技术应用和深入的理论研究提供了实验依据。