摘要：分析了５ＭＷ核供热堆热工水力学模拟实验回路ＨＲＴＬ－５中的两相流及两相流稳定性特性。指出在采用带有质量，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时，空泡份额分布参数Ｃｏ及漂移速度Ｖｖｊ的选择对系统稳态及动态分析结果都会产生很大的影响。其中Ｃｏ对稳态流量的计算结果影响不大，通常可以忽略。在Ｖｖｊ为０．０～０．６ｍ／ｓ的范围内，Ｖｖｊ对稳态流量的计算结果有６％的影响，但对加热段出口空泡份额的影响却有５３％。均匀流模型（Ｃｏ＝０．０，Ｖｖｊ＝０．０）与漂移流模型（Ｃｏ＝１．１，Ｖｖｊ＝０．４８）对两相流稳定边界的预测相差１５％。本研究选用Ｃｏ＝１．１，Ｖｖｊ＝０．４８。漂移模型对系统稳态及动态的分析结果都与实验值相吻合。

摘要：为优化换热器组件间流量分配、提高换热器整体换热效率和组件寿命、为组件的排布设计提供理论依据,该文采用计算流体力学的方法,在一定的简化和假设基础上,针对一种典型的换热设备进行了整体流场分析以及单个换热器组件内的壳侧流场分析,给出了组件间流量分配规律和单个组件内的壳侧流场分布结果。计算结果表明:组件间流量分配主要受组件自身流动阻力的影响,并行排列的换热器组件能有效展平流量分配;单个组件内壳侧流场受螺旋管层位置结构的影响,呈现出较为复杂的分布。

摘要：通过在计算流体力学软件(CFX)中添加用户程序实现对低压环管内水过冷沸腾的数值模拟。针对Lee等的过冷沸腾实验工况,利用Unal气泡脱离直径模型修正后的Tolubinsky关系式作为汽泡脱离直径关系式,采用Anglart关系式作为汽泡平均直径关系式。通过比较非曳力模型中不同升力模型、湍流耗散力模型对径向空泡份额分布的影响,提出模型的使用建议。将计算结果与实验进行比较,验证模型在低压工况范围内的适用性。

摘要：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

摘要：实验在５ＭＷ核供热堆全尺寸，全参数模拟回路ＨＲＴＬ－５上进行，指出供热堆从常温，常压条件向沸水运行工况的过渡工经过三个步骤：１）通过加不凝气体Ｎ２来增加初始压力，这一措施能有效地消除低 的ｇｅｙｓｅｒｉｎｇ和闪蒸不稳定；２）在此压力下遥小于极限功率密度的功率密度值０．１５ＭＷ．ｍ＾－２加热反应堆至单相压水支行工况１．ＴＭＰａ，此举可控制加热段出口温度低于产生汽泡的起始温度。

摘要：采用基于破口总焓相似、强迫射流及浮力羽流流场相似及传热传质过程相似的多约束分析体系,归纳与质能源项相关的传热传质过程、耗散过程以及自然循环过程的时间尺度,确定模拟实验源项满足的各种模拟工况所必须遵循的设计约束条件。分析表明,自然循环过程时间常数是约束不同物理过程最重要的基础参数,也是模拟装置设计的基本约束参数。给出适用于确定安全壳破口源项试验参数的计算关系式,用于计算获得试验装置的几何参数和试验边界条件。

摘要：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。在实验在清华大学核能技术设计研究院的５ＭＷ核供热霍模拟实验回路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上流漂移模型分析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 的空泡闪蒸。

摘要：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。进口欠热度及系数压力作为变化参数。

摘要：考虑气泡合并分裂,采用MUSIG模型,对3×3格架内空气-水两相分布进行计算流体力学(CFD)数值模拟研究发现,计算对入口两相分布预计不敏感,但对气泡直径大小敏感;在定位格架下游不远处,空泡份额分布由较小直径气泡起主导作用,格架下游较远处,空泡份额分布由较大直径气泡起主导作用。考虑空气-水两相流量、几何条件和压力对气泡直径的影响,本文提出针对棒束定位格架的数值模拟气泡最大直径设置关系式,并对模型选取和模拟方法给出建议。计算表明空泡份额分布曲线形状与峰值均和实验符合较好,该模拟方法能合理预测复杂通道两相数值分布。

摘要：在５ＭＷ核供热反应堆的模拟实验台架ＨＲＴＬ－５上进行了上空腔破口失水事故实验研究，给出了压力衰减和失水量的实验结果。可以看出系统压力、破口面积、系统内水汽质量、二回路运行状态和加热功率等因素对系统内压力变化速度的影响。对于具有一定压力处于饱和状态的汽水两相分离系统的破口失水过程，采用准稳态假设进行了分析，建立起基本关系式，导出了系统内压力和水量变化的表达式。对于核供热反应堆和其他类似系统的安全分析提供了一个简捷有效的分析工具。