摘要：采用计算流体力学(CFD)方法,建立3×3棒束模拟体的数值模型,进行蒸汽冷却条件下的对流传热特性分析。结果表明:棒束通道内周向的壁面热流密度不均匀性明显,体现出流固耦合方法相比于均匀热流方法对传热细节模拟的优越性。蒸汽速度场、温度场、热流密度、换热系数等热工参数分布规律受入口效应、壁面效应、热源分布、物性参数等因素影响。压力的升高及氢气的加入均能提升通道内的换热性能。加热段换热系数沿程变化趋势与文献[13]中Deissier的趋势一致,CFD的换热系数结果与WCOBRA/TRAC程序中的关系式吻合较好。本文模拟方法可行,其结果可为后续的实验模拟体设计提供技术支持。

摘要：汽泡浮升直径模型已成为两相流领域理论分析与数值计算方法的重要子模型。为研究各力对汽泡浮升的影响规律,本文理论推导了过冷流动沸腾汽泡的受力方程,建立了预测汽泡浮升直径的无量纲模型,并与实验数据进行了对比验证,分析了汽泡浮升直径随各无量纲数的变化规律。结果表明,无量纲模型能准确预测水与R113工质中汽泡的浮升直径;浮升直径随Ja的增加而升高,随Re、Ca、Pr与Ar的增加而降低;结合无量纲数的定义,可认为生长力与表面张力抑制了汽泡的浮升效应,导致浮升直径升高;剪切升力与浮升力促进了汽泡的浮升效应,导致浮升直径降低。

摘要：对水平圆管内低质量流速临界热流密度(CHF)进行了实验研究和分析。实验研究发现,水平流动圆管沸腾临界发生在圆管加热壁面顶部。通过对沸腾临界发生时圆管出口的质量含汽率和流型进行分析发现,本文研究的参数范围内沸腾临界时的出口含汽率高,流型为环状流,沸腾临界类型为干涸型(Dryout)。将经验公式预测值与实验结果进行比较发现,Bowring公式和Lookup table的预测值远大于CHF的实验值。导致此现象出现的主要原因为:Bowring公式和Lookup table是基于竖直流动CHF实验数据开发的模型,水平流动时在重力的作用下环状流液膜呈非均匀分布,顶部液膜干涸提前触发沸腾临界造成CHF值降低。

摘要：采用CATHARE程序对直接注入(DVI)管失水事故(LOCA)试验进行了数值模拟。研究发现:DVI管LOCA中系统卸压、非能动安注、堆芯冷却等主要过程和物理现象得到了较好的模拟。一回路系统压力、堆芯补水箱(CMT)安注流量、安注箱(ACC)安注流量、内置换料水箱(IRWST)安注流量以及堆芯流体温度等参数的计算结果和试验数据符合较好。研究结果表明,CATHARE程序可以用于失水事故下非能动安注系统瞬态特性模拟分析。

摘要：运动条件下的热工水力问题通常需要在非惯性系中进行研究,从而引出重力的坐标变换和运动附加力计算的问题。本文基于严格的数学推导,得出三维转动的坐标过渡矩阵,给出流体质量力的通用展开式,并对几种典型海洋条件下流体所受质量力进行讨论,可供运动条件下流体动力学或热工水力研究参考。

摘要：骤冷前沿推进是失水事故后再淹没过程中堆芯冷却速率的重要标志,先驱冷却传热对骤冷前沿的推进起到关键作用,对先驱冷却传热特性的研究十分必要。本文通过数值求解二维非稳态导热方程获得先驱冷却传热系数,并基于环形通道内底部再淹没实验数据,分析先驱冷却传热系数受初始壁温、入口温度和入口质量流速等参数的影响规律。研究结果表明,初始壁温对先驱冷却传热系数的影响不显著,先驱冷却传热系数随入口质量流速的增加而明显增加,随与骤冷前沿距离的增加而减小,基于实验数据得到本参数范围内先驱冷却传热关系式。

摘要：本文采用数学分析方法对矩形窄缝通道内绝热层流流动进行了研究。通过合理简化得到了分析对象的控制方程,基于固定流量和固定通道压降两种不同的边界条件,求解得出方程的解析解,从而可定量分析升潜条件对速度分布、压降、摩阻系数等的影响规律。

摘要：对液相粘性条件下的旋叶式分离器壁面液膜稳定性进行研究。通过对粘性条件下液膜界面的受力和运动特性的分析,获得旋转流场中的气液界面动力学和运动学边界条件。利用势函数对动量方程和连续方程进行线性化处理,结合边界条件,建立粘性条件下的液膜界面色散方程,获得液膜界面稳定性的判定准则。结合液膜运动规律模型,编写液膜界面稳定性计算分析程序,对粘性条件下界面稳定性进行了分析,获得了液相粘性对旋叶式分离器内部液膜稳定性的影响规律。

摘要：通过可视化实验手段观察了环形通道内再淹没过程两相流动现象,分析总结了再淹没骤冷前沿推进过程中流型和传热机理的演化规律;通过不同工况下两相流动现象的对比,研究了是否加热和入口质量流速对再淹没过程流型和传热过程的影响规律。研究结果表明,在本参数范围内,实验中加热棒是否存在内释热对两相流动现象的影响不显著;而入口质量流速明显影响再淹没流动传热过程,入口质量流速越大,骤冷前沿附近汽化越剧烈,液膜中汽泡含量增加,更容易发生传热机制的转变。

摘要：小型模块式反应堆ACP100采用了非能动安全和模块化设计技术,可用于地区集中供暖、海水淡化和核动力商船等多个方面。其中,非能动安全设计主要包括非能动应急堆芯冷却系统、非能动余热排出系统等非能动安全系统和自动卸压等专设措施。针对ACP100非能动安全设计技术特点,在中国核动力研究设计院非能动安全系统综合性能缩比试验装置上开展了大量失水事故系统特性试验研究,根据试验数据分析,获得了非能动安全系统在直接注入管线发生破口后系统的综合响应特性,掌握了系统间的相互影响规律,并初步评估其对堆芯的冷却效果。