Experimental Simulation on Transit Process of the 5MW Nuclear Heating Reactor

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要经过三个步骤：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压下的ｇｅｙｓｅｒｉｎｇ和闪蒸不稳定；２）在此压力下用小于极限功率密度的功率密度值０．１５ＭＷｍ－２加热反应堆至单相压水运行工况１．５ＭＰａ，此举可控制加热段出口温度低于产生汽泡的起始温度，进而避免了低干度密度波的发生；３）从压水向沸水工况的过渡。研究了三种从压水向沸水过渡方法，在此基础上提出用小功率，低欠热度向沸水过渡的方案，此方案可保证过渡过程中的流动稳定性。通过仔细地选择热工参数，可以得到５ＭＷ供热堆从冷态到沸水工况的稳定启动过程。此结果对研究两相流稳定性，对供热堆的设计和安全有重大意义。     

自然循环两相流气空间对稳定性影响的机理

气空间在核反应堆及各类热能动力装置是不可避免的,为解决其对系统流动稳定性的影响,在清华大学核能技术设计院的热工水力模拟实验系统上做了实验。结果表明,气空间容积较小时流动稳定性强。通过分析参量之间的关系式,提出气空间容积对系统中重要参数之间反馈关系的影响机理： 气空间容积小,则其压力对系统扰动较为敏感。压力的改变通过对入口欠热度和空泡份额的影响抑制了流量的波动。     

用无网格粒子法直接模拟多相多组分界面流

模拟了以下两个多相多组分含复杂界面变形的流动:在脉冲加速下的液滴破裂和突然减压下的闪蒸射流。采用了移动粒子半隐式法(MPS)直接数值模拟方法。MPS法是一种适用于不可压缩流体流动计算的无网格粒子法。结果表明液滴破裂的临界Weber数等于13,该值与Pilch和Erdman的实验值相吻合。对于闪蒸射流,射流由于表面闪蒸被剥离为锥状,且射流长度随着压力衰减比的增加而减少。这些特征与实验观察是一致的。这两种模拟的结果表明了MPS法在处理复杂界面流动计算中的优势以及其鲁棒性。这些结果对反应堆事故分析有意义。     

核供热堆不凝结气体排放特性实验研究

为研究核供热堆上空腔不凝结气体（氮气）的排放特性,在５ＭＷ核供热堆热工水力学实验回路上进行了实验研究,实验模拟了核供热堆排放工况的主要参数,着重研究了在排放过程中氮气排放份额变化特性和氮气排放份额对排放背压的影响,排放前实验系统压力运行在１．５ＭＰａ,初始氮气分压为０．３４ＭＰａ。采用静态校验法获得单位时间的平均氮气排放份额。实验结果表明：由于排放过程中闪蒸现象的发生使得氮气的排放特性变化复杂,氮气排放份额在整个排放过程出现双峰,排放阻力对氮气排放特性有较大的影响。     

自然循环静态流量漂移诱发动态流量振荡研究

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。研究结果证明在自然循环中静态流量漂移将会诱发动态流量振荡。     

低欠热水通过渐扩喷嘴的泄放研究

旨在通过实验确定５ＭＷ核供热堆注硼系统所用渐扩喷管的水力特性。研究了在压力为０．７～１．５ＭＰａ的范围内，欠热度约为２０℃的水通过喉部直径为２～８ｍｍ、扩张角为６０°～１２０°的渐扩喷嘴的流动情况，结果表明：在一定条件下可在这种扩张角的渐扩喷嘴中形成临界流动现象。当出现临界流动时，通过渐扩喷嘴的临界流量大于孔板临界流量公式的计算值；当在喷嘴中没有形成临界流动时，通过这种渐扩喷嘴的流量可用孔板流量公式计算；流体通过扩张角为９０°的大扩张角渐扩喷嘴时的流动损失小于通过孔板时的损失；随扩张角的增大，相同条件下通过喷嘴的流量减小。     

HTR-PM主氦风机电机冷却性能分析

HTR-PM(high temperature reactor-pebblebed modules)主氦风机是高温气冷堆的重要部件,使用氦气作为工作介质。由于空间结构限制,主氦风机采用了自带风冷的一体化结构,通过专设冷却装置将电机热量带出。为了能针对性地设计辅助叶轮,需要得到电机冷却流道的流动特性和传热特性等热工参数。该文针对主氦风机特殊的冷却流道进行了实验研究,通过对氮气工质下的实验获得了HTRPM的特殊风冷系统的流动特性和传热特性,并向氦气工质下的特性进行类推。根据实验分析和理论计算,给出了冷却系统的优化方案。该方案将为下一步HTR-PM主氦风机辅助叶轮的设计和优化提供重要基础。     

双塔竖直蒸发管高温多效蒸发海水淡化实验系统

低温核供热堆与高温竖直蒸发管多效蒸发(VTE-MED)耦合的方案,是国际原子能机构推荐的核能海水淡化优选方案之一。在清华大学核能技术设计研究院建立了双塔VTE-MED实验系统,其最高设计咸水温度为120℃,原料海水循环流量为3300kg/h,3效的产水量约180kg/h。该文介绍了海水蒸发器、预热器、终端冷凝器、海水箱等系统主要设备及海水淡化蒸发工艺流程。针对实验系统的运行稳定性实验研究,表明这一实验系统已能建立起稳定的工作状态,可利用该系统在真实流动参数下,进行诸如多孔孔板节流特性关键技术的热态实验研究及蒸发工艺流程等实验研究。     

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。