模拟压水堆小破口失水事故喷放阶段临界时间的实验研究

CHF是压水堆中的一个重要的物理现象,t_(CHF)决定了压水堆发生失水事故后安全保护系统必须投入的时间,因此对瞬态CHF和t_(CHF)的研究具有重要的理论和实际意义,对压水堆运行具有参考价值。本文通过模拟小破口,利用直接通电均匀加热的垂直圆管作为实验段以及精心设计的喷放段,对t_(CHF)进行研究,给出了定量的结论。本实验的工况参数范围是:P=0.7～2.2 MPa,△T_(sub)=50～120℃,G=1750～2800 kg/m^2·s,q=0.

反应堆系统冷却剂泵流量特性计算模型

反应堆的发热是靠反应堆系统一回路冷却剂循环带出堆芯之外的。一般情况下，冷却剂的流动是靠冷却剂主循环泵（主泵）来唧送的，特殊情况下，也需要靠回路中冷却剂的自然循环流动来完成。不论是哪种情况，主泵的流量特性直接影响着反应堆的安全。本文根据主泵的四象限特性图提出了一种用于计算反应堆系统稳态和瞬态工况下主泵流量特性的计算方法。该方法便于使用，其计算结果与Ｒｅｌａｐ５／ＭＯＤ２的计算结果进行了比较，二者符合很好，证明本文的模型完全可用于反应堆系统的稳态设计和瞬态事故分析。

直管式直流蒸汽发生器的热工水力特性分析与计算

采用可移动边界差分法对流体的基本守恒方程进行差分，将流体各参数及节点的位置转化为时间的函数，通过设定各传热区间边界点的特征，求出各传热区的长度及边界点。选用了合适的传热关系式，编制了直流蒸汽发生器的稳态及瞬态热工水力特性分析计算程序ＭＯＦＳ，对Ｂ＆Ｗ公司的１９管直管式直流蒸汽发生器实验装置进行稳态计算，与实验数据取得了很好的一致，与ＴＲＡＣＰＦ１等计算程序的计算结果符合也很好。

垂直上升管内密度波不稳定性的研究

在低压自然循环水回路上，对垂直上升管内两相流动密度波不稳定性进行了实验研究，实时记录了不同工况下的脉动曲线。用多元线性回归对实验数据进行拟合，得出了一个低压两相自然循环密度波的稳定性判别准则式。实验参数范围为：系统压力Ｐ＝０．２１～１．７５ＭＰａ，质量流速Ｇ＝３４５～１９４７ｋｇ／ｍ２·ｓ，进口过冷度ΔＴｓｕｂ＝６～６０℃，加热功率Ｑ＝２．３～２４ｋＷ。

一体化压水堆蒸汽发生器的热工水力瞬态特性分析

一体化压水堆的设计是将蒸汽发生器及稳压器等一回路所有部件都放入压力容器内，以提高安全性。采用可以精确模拟直流蒸汽发生器二次侧水的饱和点、蒸干点位置等重要参数随时间变化的可移动边界差分法，选用适合各种换热工况的一整套换热关系式，建立了可以模拟一体化压水堆直流蒸汽发生器的稳态及瞬态热工水力特性的物理及数学模型，并编制了计算程序。经对Ｂａｂｃｏｃｋ和Ｗｉｌｃｏｘ公司１９管直流蒸汽发生器实验装置进行的计算表明：本程序的计算结果与相应的实验数值及其它计算程序的计算结果相比较，符合很好。

压水堆稳态自然循环载热能力的研究与分析

给出了压水堆稳态自然循环的物理与数学模型，并编制了用于分析、计算压水堆稳态自然循环载热能力及与相应参数间关系的程序ＭＩＳＡＲＳ。利用ＭＩＳＡＲＳ，计算了反应堆各参数对自然循环能力的影响。计算结果符合自然循环规律。本工作对先进压水堆的设计和运行具有重要的意义。

两相自然循环流动第1类密度波不稳定性的理论研究

针对自然循环回路建立了一套完整的数学物理模型，对第１类密度波不稳定性进行了理论计算，并与实验工况进行了比较，二者符合很好．通过计算得到了５ＭＷ低温供热堆发生第１类密度波不稳定性的边界．

核动力装置蒸汽发生器数值模拟计算

建立了一个合理完善的核动力装置蒸汽发生器动态特性分析数学模型，并运用Ｇｅａｒ方法对此模型求解。研制了用于核动力装置蒸汽发生器稳定运行及扰动和事故工况下动态数值模拟的安全分析程序。运用此程序对秦山核电厂蒸汽发生器失去给水的事故进行了计算，所得结果与大型程序ＲＥＬＡＰ－５计算结果符合较好，并对蒸汽发生器几种不同扰动序列的计算结果进行了理论分析。

钠冷快堆固有安全性

一、引言安全性、经济性和增殖性是发展快堆的三大因素,其中安全性更是首先需要考虑的问题.用液态金属钠冷却的快中子增殖堆的主要安全特性列于表1,如果压水堆以失水事故作为主要研究对象,那么。

核电厂蒸汽发生器水位控制特性计算研究

考虑核电厂蒸汽发生器结构特点和水位控制工作原理，建立了蒸汽发生器水位控制特性计算的数学模型。在此模型的基础上，研制了用于核电厂蒸汽发生器水位控制特性动态仿真的ＳＧＷＬＣ计算程序，并在几种扰动工况下，对蒸汽发生器的水位控制调节特性进行了对比计算与分析，计算结果与理论分析相符。

两相自然循环密度波不稳定性的实验研究

在自然循环水回路上进行了两相流密度波不稳定性的实验研究，得到了不同工况下的实时脉动曲线。分析了系统压力、质量流密度、进口欠热度对系统稳定边界的影响。得出了用无量纲量相变数Ｎｐｃｈ、欠热度数Ｎｓｕｂ、弗劳德数Ｆｒ表示的系统稳定边界图及稳定性判别准则式。

低压低含汽率工况下两相自然循环流动不稳定的实验研究

在系统压力０．２ＭＰａ－０．６ＭＰａ，进口过冷度５～４０℃，质量流密度４５０～１６００ｋｇ／（ｍ２ｓ）的范围内，研究了当试验段出口质量含汽率１％左右时垂直上升单管内自然循环两相流动不稳定现象，得到了系统发生密度波型脉动的曲线，并分析了脉动产生的机理。应用微分方程无因次分析方法导出了描述系统极限状态下各参数相互关系的极限状态方程式，由实验数据拟合得出系统发生不稳定界限的经验关系式。

小破口失水事故喷放阶段瞬态热工水力特性的模拟试验研究

在热工水力实验回路上,利用直接通电均匀加热的垂直圆管(φ15mm×2mm)作为实验段,利用合理设计的喷放段来模拟小破口的出现.通过实验,得出了系统压力、质量流速、壁温随喷放时间的变化关系以及压力、质量流速、初始过冷度、临界时间的相互影响关系曲线.这对瞬态CHF和t_(CHF)的研究具有重要的理论和实际意义,对反应堆的运行具有一定的参考价值.本实验的工况参数范围是:p=0.7～2.2MPa,▽T_(sub)=50～120℃,G=1750～2800kg/m^2·s,q=0.3～1×10~6W/m^2.

非能动应急堆芯余热排出系统对核电厂失去厂外电源事故的影响

研究建立了蒸汽发生器二次侧非能动应急堆芯余热排出系统热工水力特性的物理与数学模型，并编制了计算机程序。以中国秦山核电站的数据为依据，计算和分析了在失去厂外电源事故典型工况下，该系统投入运行时对瞬态热工水力特性的影响。

压水反应堆稳态自然循环载热能力的研究与分析

给出了压水反应堆稳态自然循环的物理与数学模型，并编制了用于分析、计算压水反应堆稳态自然循环载热能力及与相应参数间关系的程序ＭＩＳＡＲＳ．利用ＭＩＳ－ＡＲＳ，计算了反应堆各参数对自然循环能力的影响．对计算结果作了分析．

破口面积对小破口失水事故瞬态热工水力特性的影响

破口面积对小破口失水事故瞬态热工水力特性的影响苏光辉，喻真烷，张金玲，郭玉君，秋穗正，贾斗南（西安交通大学能动学院西安７１００４９）关键词破口面积，泄压，冷却剂，临界时间１引言在反应堆系统中，若发生了小破日失水事故，如不及时采取相应的措施，也能导致堆...

竖直环形通道内过渡沸腾传热实验研究

用热块技术对低压、低质量流速下垂直环形通道中水的过渡沸腾传热进行实验研究，实验范围是：压力Ｐ＝２．５－１０．９ｂａｒ，质量流速Ｇ＝７４．２－２２３．９ｋｇ／ｍ２ｓ，进口过冷度△Ｔｓｕｂ＝５．５－３２．４℃。用一维和二维模型对实验数据分析处理，得到许多不同工况下的过渡沸腾曲线，并对影响过渡沸腾传热的主要因素进行了分析。实验发现，管壁的热流密度值在过渡沸腾区域有较大波动，表明过渡沸腾这种传热方式所固有的不稳定性。得到了一个预测过渡沸腾传热的公式，并和其他关系式进行了比较。

小破失水事故喷放阶段临界时间的实验研究和理论计算

压水堆发生失水事故时，从喷放开始到发生临界热流密度ＣＨＦ这一段时间称为临界时间ｔＣＨＦ·ｔＣＨＦ决定了安全保护系统必须投入的时间，正确计算ｔＣＨＦ非常重要。本文分析了Ｇｒｉｆｆｉｔｈ方法的缺点，对所作的较大的改进与实验值的比较。

船用压水核反应堆系统自然循环分析

给出了考虑倾斜和匀加速上浮或下沉的船用压水反应堆核动力装置一回路自然循环的热工水力特性模型及数学描述。用标准ＦＯＲＴＲＡＮ－７７语言编制了计算、分析各种不同运行方式下，稳态自然循环载热力能力的计算机程序ＳＮＣＮＲ－０１，分别在考虑和不考虑倾斜和匀加速上浮、下沉的情况下。

低温堆工况下流动不稳定性的判别准则

针对两相自然循环不稳定性的特点，建立了一个集总参数模型．通过无量纲化、小扰动及理论分析，得到了关于低温堆工况下流动不稳定性的判别准则．经与实验及文献比较。