摘要：哈尔滨工程大学核反应堆工程研究团队(HEU-NUREL)长期致力于平面激光诱导荧光(PLIF)技术的探索及其在反应堆热工水力研究中的应用。PLIF技术作为非侵入式先进测量手段,可实现物理场全平面的定性和定量测量,为数值模型验证提供基准实验数据。本文全面展示HEU-NUREL基于PLIF技术在核反应堆热工水力研究等方面的最新成果和进展,重点介绍应用PLIF技术在浓度测量、温度场分析、两相分布及技术探索等方面的实践路径和测量效果,阐述PLIF技术及相关方法在热工水力不同领域的技术特点和独特贡献,旨在促进PLIF技术更好地服务反应堆系统设计与安全分析。

摘要：为了进一步研究反应堆严重事故进程中热工参数对源项释放的影响,识别对其影响较大的物理过程,从而进一步改进和发展数值模型以提高计算精度降低不确定性,以第三代压水堆为对象,利用一体化严重事故分析程序ISAA对大破口失水事故导致的严重事故开展了数值分析研究,并基于Wilks公式利用自主开发的不确定性程序代码SAUP对17个热工参数进行了拉丁超立方抽样(LHS)执行批量计算,对目标输出(FoM)即氢气与裂变产物的释放进行了不确定性与敏感性分析。结果表明:在热工参数的不确定性范围内,氧化产氢以及裂变产物的释放呈现正态分布且存在较大的不确定带,包壳氧化层的失效温度、堆芯碎片尺寸以及碎片孔隙率对高挥发性裂变产物的释放有较为显著的相关性。该研究有助于理解反应堆严重事故中热工参数与源项之间的复杂联系,同时对核电厂安全系统的设计以及严重事故的预防与缓解具有参考意义。

摘要：核反应堆热工水力性能有关的实验数据主要来自于核电厂实际运行及模拟反应堆事故瞬态的试验台架。几十年来,各国建设了众多反应堆热工水力试验台架,例如LOFT、LOBI、PKL、ROSA、ATLAS、ACME等,并获取了一系列实验数据,这些数据可用于核电厂设计及反应堆安全性的验证和评估,亦为开发新的热工水力程序提供确认数据。国际上已经建立了一些数据库,例如TIETHYS、STRESA和SANIS等,来更好地保存和利用这些有价值的台架信息与实验数据。随着实验数据的不断累积与完善,验证性数据库建设开始提上日程。基于自主化三代堆技术的发展和自主化核电软件验证的需求,在建设并运行相关大型试验台架的基础上,国内开始建设相关验证性实验数据库。本文详细介绍了国际大型热工水力试验台架验证性数据库的主要内容和建设框架,参考一些其他核能相关的数据库,讨论了目前我国相关试验台架数据库的需求与进展,提出了反应堆热工水力验证性数据库的相关建议。

摘要：为了研究铅铋堆的热工水力特性和控制方案,对热工水力程序RELAP5进行正确地扩展改造后,建立铅铋堆的对象模型,并对模型进行稳态和瞬态情况下的仿真特性分析。仿真结果表明,稳态计算结果与设计值基本一致;瞬态计算结果与物理原理和经验知识一致;瞬态时与水堆对比结果表明铅铋堆引入变化后反应性和核功率参数变化幅度更小,稳定更快,堆芯温度和燃料表面温度稳定时间更短,说明相较于水堆,铅铋堆本身具有的更好的自稳自调特性使其更具发展潜力。

摘要：新型的压水堆蒸汽发生器和热工水力分析软件在工程应用前均需进行试验验证。采用蒸汽发生器一维和三维热工水力软件数值模拟获取了关键参数温度、空泡份额、压降等分布,优化了试验模拟体设计和测点布置。遵循等高、等物性、阻力相似原则缩比设计蒸汽发生器模拟体,设置带球阀的下降管实现循环倍率精确控制和测量。采用导波雷达液位计和差压式液位测量法测量的蒸汽发生器水位跟随性良好,且二者在稳态和瞬态工况下相对偏差均未超过±1.5%。采用光纤探针、射线法、压差法测得并比较了蒸汽发生器二次侧流场的点、线、体积空泡份额,在高空泡份额区与三维计算相对偏差不超过±10%。采用蒸汽全流量冷凝的示踪元素法可测量极低(<0.02%)的饱和蒸汽湿度。在核动力运行研究所的30 MW蒸汽发生器综合性能试验台架上集中应用上述关键技术,成功考核了多种新型蒸汽发生器的热工水力性能。

摘要：超临界水冷堆是第四代核能系统国际论坛确定的六种先进堆型中唯一的水冷堆。由于超临界水作为冷却剂以及超临界水在物理相态的特有属性,使其在热工水力方面有着独特的表现。本文介绍了超临界水冷堆热工水力的总体要求,描述了典型热工水力过程的基本特点及目前主要研发进展,着眼于超临界水冷堆工程提出了后续研发任务,以及未来超临界水冷堆的发展建议。

摘要：以欧洲铅冷堆(ELSY)水平螺旋管式蒸汽发生器(HST-SG)为研究对象,结合其结构参数和运行参数,选取了合适的传热阻力模型开发了一维稳态热工水力计算程序,采用该程序首先对ELSY HST-SG进行校核计算,以验证程序计算的准确性,再结合计算结果,对ELSY HST-SG热工水力性能进行详细分析,并针对不同运行参数开展对比分析研究。分析结果表明,ELSY HST-SG各项参数选择合理,热工水力性能优良,结构紧凑。因此,该程序可用于ELSY HST-SG的设计开发和性能分析。

摘要：为研究横摇运动下铅铋回路系统热工水力特性,利用商用CFD软件开发了铅铋回路系统的计算模型以及横摇运动的计算方法,并采用实验数据对数值计算结果进行了验证,其中,横摇运动流量的最大偏差在3%以内。计算结果表明,横摇运动会使回路系统的自然循环流量发生周期性波动,流量波动的周期与运动周期一致,波动的幅度会随着横摇运动最大幅度的增大、运动周期的减小而增大,在最大摇摆角20°摇摆周期7.5 s工况下流量的瞬时波动最大达到了140%,并在一些时刻产生倒流现象。横摇运动也会让系统的流动和传热特性参数发生周期性的瞬时波动,这种波动的规律与自然循环流量的波动规律相似,其中Nu的最大瞬时波动达到了515%,最大时均波动可达66%。本研究获得的结果对横摇运动下的铅铋回路系统设计优化具有重要的工程应用价值和科学意义。

摘要：螺旋管式直流蒸汽发生器(H-OTSG)因结构紧凑和换热效率高等特点被广泛应用于小型模块化反应堆。本文开展了在不同热功率下的全尺寸H-OTSG热工水力特性试验。稳态传热特性试验结果表明,随着功率增加,H-OTSG平均传热系数先增加后减小。流动不稳定性试验结果表明,随着功率增加,临界入口节流系数降低,即系统稳定性随着功率的增加而提高。开展了H-OTSG稳态传热特性和流动不稳定性的参数敏感性研究,结果表明在热功率较低时平均传热系数对管侧压力和壳侧入口温度不敏感;当热功率大于1.2 MW时,随管侧压力的降低和壳侧入口温度的升高,H-OTSG平均传热系数增加但也降低了系统的稳定性。本文还开展了H-OTSG热工水力特性的数值模拟,验证了一维程序SGTH-1D在预测H-OTSG稳态传热特性和流动不稳定性的准确性。

摘要：建立了直流蒸汽发生器热工水力特性的实验回路,针对稳态工况下不同参数(一次侧平均温度、负荷、蒸汽压力和给水温度)对蒸汽温度的影响进行了参数敏感性实验研究。实验工况范围为:一次侧平均温度为282~307℃,负荷为20%FP~120%FP,蒸汽压力为4.0~6.0 MPa,给水温度为40~160℃。实验结果表明:一次侧平均温度降低蒸汽温度随之降低,且越接近饱和温度,温度降幅越大。提高蒸汽压力,一次侧平均温度对蒸汽温度在接近饱和的区域影响更显著。低负荷(20%FP~60%FP)时蒸汽压力对蒸汽温度无影响,高负荷(60%FP~120%FP)时蒸汽温度随蒸汽压力提升而降低且降速不断增加。蒸汽温度随负荷的增加先缓慢增大后加速降低,存在最大蒸汽温度点。最大蒸汽温度点随蒸汽压力变大向下移动,对应负荷向左移动。随给水温度增大蒸汽温度降低,但降速很小。