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。     

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。     

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。     

注气对低压自然循环回路中流动闪蒸的影响

为了提高自然循环系统流量、增加系统稳定性,深入了解注气对流动闪蒸现象的影响,以水和空气为介质,研究注气条件下低压自然循环流动闪蒸过程循环流量变化、温度变化及上升段流型演变过程。描述了不同注气方式(直接注气、多孔介质注气)及注气量对流动闪蒸过程的影响。研究发现,上升段内流型及流型演变与注气量大小密切相关。另外,注气可以有效提升系统流量,并且抑制自然循环系统的流动不稳定。给出了不同注气量下上升段内流体温度变化趋势,发现直接注气对自然循环流量的提升效果更明显,相比多孔介质注气方式,在相同注气量下,系统循环流量提高约5%～10%。     

深水司钻压井法安全压力余量及循环流量计算

深水司钻法是一种适应于深水井控的压井方法.针对深水钻井和井控的特点,给出了动态安全压力余量的求解方法以及静态安全压力余量的推荐值,并在此基础上给出了井控安全循环流量的求解方法.结果表明:在井深和钻井液密度窗口一定条件下,动态安全压力余量随着水深的增加而增大,随着泥浆池增量的增大而减小;节流管线尺寸一定时,两循环周的最大流量随水深的增加而增加;水深一定时,两循环周的最大循环流量随着节流管线内径的减小而减小;随泥浆池增量的增加,第一循环周的最大流量减小,而第二循环周最大流量不变;由于海水的低温会使节流管线摩阻增大,随着海水温度的降低,第一及第二循环周最大流量降低.     

变流量工况下的散热器动态仿真

为研究计量供热系统散热器在变流量工况下的动态特性,建立了散热器动态仿真模型。考虑了水流经散热器时的流动延迟,利用Lagrange法的思想,建立了流动过程、滞流过程、过渡过程的微元模型;利用Euler法建立了散热器集总模型;考虑散热量与室温的耦合关系,结合房间温度模型,进行联立求解。北京及天津2个小区采暖系统的测试结果与模拟结果吻合较好。该模型可用于变流量供热系统的节能分析。     

氩气流量对REDA精炼钢液流动影响的数值模拟

基于欧拉多相流模型和湍流k-ε模型,借助商用PHOENICS软件模拟REDA精炼过程钢液流动行为,重点分析了氩气流量对精炼过程流场及循环流量的影响.研究结果表明:REDA精炼过程流场由上升流和下降流形成的主循环区构成,流场形态合理.提高氩气流量对提升钢液循环流量的影响效果显著,但对精炼过程流场形态的影响不大.对于300t REDA精炼装置氩气流量在1200 NL/min时钢液循环流量接近210 t/min.     

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。     

热膜式空气质量流量传感器的动态响应

应用理论分析和试验的方法，研究了热膜式空气质量流量传感器的静态响应和动态响应特性。通过对传感器单元在非稳定气流情况下存在的热滞后现象的分析，推导出恒流和恒温测量法的时间常数表达式，并对影响时间常数的各种因素和测量补偿方法进行了讨论。结果表明，恒温法的时间常数比恒流法小2g（R，-1）倍；恒温法的动态响应取决于反馈效率，如果使反馈过程迅速有效，便可实现对热滞后的瞬时补偿；恒温法热膜式空气质量流量计不易污染，测量精度较高，动态响应好，使用方便。     

自然循环过冷沸腾流动不稳定性的实验研究

以氟里昂作工质,对自然循环过冷沸腾流动不稳定性进行了实验研究,重点研究了加热段几何结构和系统操作参数对流动不稳定性的影响规律。实验过程中使用了三种不同结构的加热段。结果表明,流动不稳定性的发生不仅与加热段的加热功率有关,还与加热段的结构有关;自然循环过冷沸腾系统可能发生高频脉动和低频脉动二类流动不稳定性,系统操作参数对二类不同频率的流量脉动的发生有重要影响;流动不稳定性的发生主要取决于加热段的总加热功率,而与加热段内局部热流密度的大小关系不大。得出了判断系统稳定性的界限,并使用积分方程无因次分析方法得出了预测流动不稳定性的经验公式。     

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     

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.     

Numerical investigation on the self-excited oscillation of wet steam flow in a supersonic turbine cascade

The self-excited flow oscillation due to supercritical heat addition during the condensation process in wet steam turbine is an important issue. With an Eulerian/Eulerian model, the self-excited oscillation of wet steam flow in a supersonic turbine cascade is investigated. A proper inlet supercooling results in the transition from steady flow to self-excited oscillating flow in the cascade of steam turbine. The frequency dependency on the inlet supercooling is not monotonic. The flow oscillation leads to non-synchronous periodical variation of the inlet and outlet mass flow rate. The aerodynamic force on the blade varies periodically due to the self-excited flow oscillation. With the frequency lies between 18.1?80.64 Hz, the oscillating flow is apt to act with the periodical variation of the inlet supercooling due to stator rotor interaction in a syntonic pattern, and results in larger aerodynamic force on the blade. The loss in the oscillating flow increases 20.64% compared with that in the steady flow.     

气固混合流对集输管道弯管的冲蚀模拟

针对含砂天然气对长输管道弯头处的冲蚀现象,以90°弯管为例,运用单向耦合冲蚀模型及控制变量法分析颗粒质量流率、流体进口流速、颗粒粒径及重力场对弯管的冲蚀作用,结果表明：在非重力场中,弯管的冲蚀区域主要集中在拐角大弧面区,且呈椭圆形分布;随颗粒质量流率的增加,最大冲蚀速率拟合曲线呈线性正相关;随流体进口流速的增加,最大冲蚀速率拟合曲线呈非线性指数相关,指数系数为0.305 8;随颗粒粒径的增加,最大冲蚀速率呈先减小后增大再减小的变化趋势;相同条件下,在重力场中弯管的冲蚀集中区域与非重力场相同,但最大冲蚀速率明显增大,且冲蚀区域发生变化;当重力为沿出口法向正向时,冲蚀区域由椭圆形变为圆形,并伴有二次冲蚀集中现象,当重力为沿出口法向反向时,冲蚀区域由椭圆形变为三角锥形。     

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。     

高压气井压井井筒温度场预测与影响因素分析

从反循环压井工艺特点出发,以质量守恒、动量守恒和能量守恒为理论基础,推导出反循环压井过程井筒温度场计算模型,并对压井液入口温度、压井液密度、循环时间、压井液排量、压井液导热系数、井深等对反循环压井过程中井筒温度场的影响进行分析.结果表明:随井深增加、压井液入口温度提高、压井液排量减小、循环时间缩短、压井液导热系数增大、压井液密度减小,井筒温度线向高温偏移,反之井筒温度线向低温偏移;调整压井液排量和压井液入口温度是改善井筒温度场最有效的途径.     

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 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…