摘要：亚临界侧近临界二氧化碳(CO_(2))由于其饱和气相密度高、潜热低和表面张力极低等物性特点而表现出独特的沸腾传热行为。本文针对近临界条件下二氧化碳开展自然循环沸腾临界传热实验,实验结果表明:在6.8~7.2 MPa的近临界条件下,过冷沸腾条件下增加极小的热流密度(增加量仅0.6 kW/m2),出口侧的壁面温度迅速上升,并且壁面温度飞升不断向进口侧轴向传播。结合主流体处于过冷状态及临界热流密度随着流量增加而增加的特点,判断沸腾临界为偏离泡核沸腾(DNB)式沸腾临界。不同边界条件下沸腾临界实验发现,压力和进口过冷度的变化对临界热流密度影响较大。基于近临界物性畸变及DNB式沸腾临界的特性建立了一个理论假说,解释了流固耦合条件下独特气泡行为导致的传热恶化轴向自蔓延现象。

摘要：反应堆保护系统的功能是保护三大核安全屏障（即燃料包壳、一回路压力边界和安全壳）的完整性。在发生设计基准工况DBC2～4工况下，反应堆保护系统自动启动，执行跳堆功能，使反应堆达到可控状态。目前在建的EPR反应堆跳堆功能，偏离泡核沸腾比低（LDNBR）和线功率密度高（HLPD）均是基于自给能中子通量探测器（SPND）测量的中子通量计算的结果。本文对EPR核电厂基于SPND跳堆功能进行了研究，进一步分析和研究反应堆保护功能的要求，以分析此设计是否满足标准法规对核电厂安全运行和审评的要求。分析结果表明，现有设计能满足标准法规的要求。

摘要：基于欧拉两流体模型和非平衡过冷沸腾模型,完成过冷沸腾数值模型的构建,并通过与Bartolomei单管过冷沸腾实验进行对比,验证模型的正确性。利用该模型计算得到圆管的沸腾曲线,将进入"临界区"后的第一个点作为偏离泡核沸腾(DNB)判定的标准,对高压、高流量下圆管内的DNB型临界热流密度(CHF)进行数值模拟,CHF数据取自最新(2006年)的查询表;计算中考虑质量流量、平衡含汽率和压力对CHF的影响,最终预测值与实际值符合良好,误差在15%以内。预测CHF出现的位置也与实际相符,表明本文提出的方法能够很好地模拟高压、高流量下圆管内的DNB型CHF。

摘要：偏离泡核沸腾(DNB)型临界热流密度(CHF)的预测是压水反应堆热工水力分析的一项重要内容。本文使用商用CFD软件STAR-CCM+,采用欧拉两流体模型,模拟了16 MPa下在不同出口平衡含气率、不同进口流速下圆管内水的核态沸腾,并基于Weisman-Pei气泡雍塞模型预测CHF值。通过与查询表值进行比较,发现过冷工况下,本文采用的模型组合得到的CHF预测值与查表值差别在10%之内,两者吻合良好;但是在饱和工况下,计算值较查表值偏差比较大。针对饱和条件下的偏离泡核沸腾预测,本文的模型仍有待改进。

摘要：偏离泡核沸腾(DNB, Departure from Nucleate Boiling)设计准则用于确保在I、II类工况下,极限燃料棒表面不发生DNB。然而DNB设计准则考虑了95/95原则,因此即使验证了堆芯在特定工况下满足DNB设计准则,堆芯发生DNB燃料棒数量的期望值仍然可能大于1根。为了验证满足DNB设计准则的I、II类工况下堆芯发生DNB燃料棒数量的期望值小于1根,一种全新的用于计算I、II类工况下堆芯发生DNB燃料棒数量的统计学方法被建立。CPR1000堆型的一种典型II类事故工况通过这种方法进行了分析。结果显示堆芯预计发生DNB燃料棒数量的期望值小于1,即从统计学角度认为在该工况下堆芯不会发生DNB。