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。     

气液两相流中压力波传播的实验研究

在含气率为0-0.7 m/s,折算液速为0-1.5 m/s范围内实验研究了气液两相泡状流和弹状流中压力波的传播.利用压力信号分析了气液两相流中压力波传播的速度和衰减特性,证明气液两相流中压力波的传播具有色散特性,其传播速度和衰减系数受含气率和扰动角频率的影响很大,而工质的折算速度对压力波的传播几乎没影响.     

膛内压力波的实验研究及动力学模拟

本文将药粒床当作开尔芬(Kelvin)型粘弹体,从理论和实验上分析膛内压力波形成的特征,并用富里埃(Fourier)积分研究压力波的频谱结构。采用具有冲激响应的二阶动力学系统模拟膛内压力波的变化规律,其结果与实测的压力波曲线相比具有良好的一致性。     

漂移模型参数对两相流分析的影响

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。     

市政排涝自吸泵启动过程气液两相流动及压力脉动分析

为了探明自吸泵的自吸机理.以外混式自吸泵为研究对象,利用CFX仿真软件中的VOF(volume of fluid)两相流模型和k-ε湍流模型,并结合网格滑移技术进行自吸过程非稳态数值模拟,分析了不同时刻下泵内气液两相体积、液相速度、出口气体体积分数和压力的分布情况.同时改变非稳态模拟的时间步长及总时长,监测自吸过程叶轮及蜗壳内监测点的压力变化.结果表明:自吸泵的吸气与排气主要集中在启动过程的初期和中期,叶轮入口和泵出口的气体体积分数分别超过60%和75%;叶轮出口的气液混合带导致了叶轮出口到蜗壳内侧大片区域内的流动紊乱现象,降低了叶轮的做功能力,进而影响了泵的正常排气;叶轮监测点压力脉动幅值与距叶片工作面的大小有关,蜗壳内监测点压力脉动幅值与距叶轮外缘的大小有关.     

两相介质中压力扰动传播速度和临界质量流

本文对两相介质中压力扰动传播机理进行了分析,分别在刚性管壁、弹性管壁、汽液有滑移和汽液无滑移四种工况下得出压力扰动传播公式和临界质量流公式。     

气油两相流对具有深浅腔圆柱动静压滑动轴承油膜压力分布的影响

在分析了深腔中气穴产生的工况及其原因的基础上,引入了适用于深腔的两相流流体物理模型。在得到定常工况下的动静压圆柱滑动轴承雷诺方程的基础上,考虑到深腔中压力与密度之间的函数关系,从而建立了适用于两相流工作状况下的具有深浅腔的动静压圆柱滑动轴承理论模型,得出了滑动轴承的数值计算理论,分析了两相流对滑动轴承油膜压力分布的影响,得出了一些结论。     

毛细管压力、饱和度和相界面积间的关系

多相流体在多孔介质中流动时,传质扩散、非水相溶解等现象都与相间界面有关,利用孔隙级网络模型定量表征每一个孔隙孔喉中流体分布,结合几何知识,计算得到了多相流体在孑L隙级网络模型中流动时的毛细管压力、饱和度和相间界面积,并作出了它们之间的关系曲线.计算结果表明,毛细管压力、饱和度和界面积之间存在着比较明显的相互制约关系.这一关系为研究与界面有关的非水相溶解、界面间的传质等现象奠定了基础.     

基于两相流理论的冰颗粒驰豫过程和升浮初析

液固两相流是液相介质与固相介质的混合物,是固相颗粒悬浮在液相介质中的混合物或混合介质。河流冰塞常导致洪水灾害,河冰运动应属于固液两相流的范畴,依据多相流理论对河冰运动颗粒的驰豫过程和极限浮速等进行了尝试分析,所得结果不仅可作为进一步研究冰塞理论和相关数值模拟的基础,也可供物理模型研究和工程实际参考。     

长寿期核供热堆堆芯物理设计

长寿期核供热堆 L NHR(long- cycle nuclear heatingreactor)是可用于多种用途的水冷堆 ,可提供不间断的能源。L NHR设计采用富集度 8%的燃料 ,循环寿期达到 2 2 a。堆内去除了调节和补偿用控制棒 ,增加了堆芯内装料空间 ,减小了水铀比 ,使慢化剂温度系数变得更负。组件中加入可燃毒物钆使循环中反应性变化平缓 ,不需要控制棒介入 ,反应性补偿通过调节可溶硼浓度完成。计算表明 L NHR中铀的平均燃耗达到 6 0 MWd/ kg(2 2 a循环寿期中的最大值为74 MWd/ kg) ,各项参数均满足设计要求     

核供热堆换料优化设计研究

为了更加充分利用核燃料,在一定的初始燃料富集度和合理地展平功率分布的条件下,达到高燃耗,必须对核供热堆的初装堆芯和换料方式作优化设计,以便实现在给定工况下核燃料循环的最优化和降低燃料成本。叙述了换料优化设计的步骤和倒换料规则,并对低泄漏堆芯和传统的外内装载方式进行了换料优化设计,得到了可供工程设计参考的一种换料优化方案,该方案可提高循环末组件燃耗、降低整个循环过程中的最大功率峰因子。     

核供热堆正常运行时气载放射性释放的计算方法

核供热堆要建在城市附近为城市居民供热，因而做好环境影响评价十分重要。正常 运行工况下气载放射性流出物向环境释放量的计算是环境影响评价的基础。本文根据壳式低 温核供热堆的结构设计特点，提出了该种堆型在正常运行工况下气载放射性流出物向环境释 放的６种主要来源，即元件破裂监测系统定期取样监测排放、反应堆压力容器上部气空间的泄 漏、主回路水的泄漏、反应堆舱室中空气的活化、安全壳中气体的活化、废气系统的排放。并推 导出它们的计算公式。     

核反应堆压力容器小破口事故中坍塌液位的测量

核反应堆冷却剂液位是重要的安全参数,而压力容器破口事故(LOCA)下更加需要测量坍塌液位来反映堆芯冷却状态。该文针对差压式液位测量方法在破口事故下的特性进行了理论分析和试验研究。分析表明:喷放附加压降和喷放引起的压力波振荡都可能造成对于差压式测量方法产生附加的扰动;其中以压力波影响为主。实验结果说明:压力波振荡等影响造成差压液位测量结果产生峰值不大于2.5%的附加误差,这在破口事故下属于测量精度允许范围。因此,差压方法在压力容器小破口事故下仍能正确反映容器内坍塌液位,即容器的液体装量。     

核供热堆注硼系统喷射泵的特性研究

注硼系统是确保反应堆安全的重要设施。文中实验研究了喷射泵在核反应堆注硼系统中作为安全装置使用的可行性和可靠性，实验的压力为０．１～１．５ＭＰａ，温度为２０～１９８℃，喷射泵工作喷嘴直径为１～８ｍｍ，注入流量为０．１～０．８ｋｇｓ－１。实验表明合理设计的喷射泵能满足“正向”注硼和“反向”阻断液位下降的双重作用。以实验研究为基础设计制造的喷射泵已首次应用于５ＭＷ核供热堆注硼系统中。     

华龙一号反应堆上腔室及热段流热耦合场数值模拟

压水型反应堆(pressurized water reactor, PWR)系统主管道热段内冷却剂的温度和流量,直接反映了核功率和堆芯换热状态,是反应堆功率控制和安全保护的核心参数。为全面掌握“华龙一号”反应堆上腔室及热段内冷却剂流-热耦合场分布及演变规律,为核心参数测控提供参考,本文基于有限元分析(Finite Element Method, FEA)方法,对上腔室及热段冷却剂流域进行了计算流体力学(computational fluid dynamics, CFD)数值模拟。首先建立了合理简化后的“华龙一号”(Hualong One)反应堆上腔室及相连热段的3D几何结构模型。随后对模型计算域进行了离散化网格划分和网格敏感性分析。最后通过计算,获得了冷却剂非等温流动的稳态特性解,流量、温度与相关设计估算值、实际测量值的相对误差均小于2%。对稳态特性研究表明,高、低温冷却剂在上腔室垂直内壁附近的不充分换热导致热段入口冷却剂温度分布不均,存在14.0~16.3℃的温差。随冷却剂沿轴向流动,冷却剂温度场分布和流场分布均逐渐趋于均匀和稳定,且是热段内低温冷却剂的流动主导了冷却剂温度分布的变化。     

降低热网回水温度的钢厂余热回收供暖分析

余热回收供暖是实现节能减排和清洁供暖的重要手段。本文定量分析了降低热网回水温度对钢厂低品位余热回收率的影响,提出了基于降低热网回水温度的钢厂余热回收供暖系统,研究了系统内各余热回收单元及内部换热网络的确定原则,构建余热供暖系统等效COP作为系统性能评价指标,并以某钢厂为例确定了低品位余热回收流程及经济性。结果表明,当热网回水温度降低至15℃时,钢厂低品位余热回收率达100%;余热回收供暖系统等效COP为6.1;余热回收供暖系统使得一次热网供热能力达到798 MW;基于降低热网回水温度的钢厂余热回收供暖系统静态回收期约为4年,具有良好的经济效益。     

3种工况下多功能太阳能热泵的热泵制热水性能

简要介绍一种多功能太阳能热泵(MSAHP)系统的基本原理及其可实现的功能模式.对MSAHP样机在3种不同工况下热泵制热水性能进行了实验研究和对比分析,系统最高性能系数为6.1,在低温环境下性能系数范围也能达到1.8～5.9,表明MSAHP在热泵制热水模式下具有明显的节能效果.     

核供热反应堆热电联产实验研究

核供热反应堆热电联产研究是低温堆综合利用开发研究的一个重要方面。为了探索商用供热堆进行热电联产、扩大低温堆的应用领域，提高其年运行因子改善供热堆的经济性，利用５ＭＷ核供热堆（ＮＨＲ－５）为热源，通过其二回路上特殊设计的低压蒸发器和低压两相透平发电机实现核热－电力转换。用冷凝器二次侧的循环冷却水向热网用户供热，实现核供热反应堆的热电联产。结果表明，一体化自然循环式供热堆用于热电联产在技术上是可行的，整套系统表现出极好的运行性能和安全性能。