水平矩形管内气/液两相逆向流动极限试验

利用水下排气可视化试验系统,以空气和水为两相介质,对管截面尺寸分别为106,mm×60,mm、60,mm×106,mm和65,mm×65,mm的水平矩形管进行了气/液两相逆流极限试验.研究了管截面尺寸变化对水平矩形管内气/液逆流极限的影响.结果表明:流道高度是影响水平管逆流极限的重要尺度因素,随水平管流道高度增大,液相倒流更易发生,防止液相倒流发生的临界表观气体速度显著增大,在柴油机水下排气场合宜采用较低的流道高度,而在核能发电系统的热段中宜采用较高的流道高度;与水力直径及流道宽度等结构参数相比,以流道高度作为特征尺寸计算Wallis参数可使无因次Wallis参数能够关联流道尺度变化对管内气/液逆流极限的影响.基于以流道高度为特征尺寸的Wallis参数,提出了预测水平矩形管内气/液逆流极限的试验关联式.

水平布置水下排气管倒流界限试验及分析

为防止水下排气柴油机发生海水倒灌事故,对水下排气管内发生水倒流的条件及影响因素进行了试验和分析。由水平管内气液逆向流动特性研究现状分析,指出气相惯性力与液相重力的相对大小是排气管内水倒流发生的主要物理机制。由内径90mm水平管在3m水深下排气的试验结果发现:防止水下排气管内水倒流发生的界限气速存在一个与管内滞留水长相关的范围,随管内滞留水长由0.3m增至1.8m,界限表观气速由13.0m/s降至7.8m/s,界限气相Wallis数由0.72降至0.55。最后以某柴油机排气参数为基础,按界限气相Wallis数等于0.60计算分析了排气管管径、排气口水位深度及排气温度等因素对管内倒流界限气速的影响,结果表明:水平管的倒流界限气速随管径增大而增大;排气口水位深度和排气温度的变化影响排气密度大小,也对排气管倒流界限气速有影响。

排气参数对水下排气柴油机防倒灌的影响

通过数值模拟方法研究了船用柴油机排气温度与排气背压变化对水平布置排气管内气液两相逆流特性的影响。结果表明:在相同排气量下,排气温度升高会使水倒流减弱,降低水倒灌发生风险;排气背压增大会使水倒流增强,即增大水倒灌发生风险。除排气速度外,排气的密度、黏度等物性参数也对水下排气管内水倒灌的发生具有重要影响。因此在柴油机排气系统设计中,需考虑排气参数波动对防倒灌的影响;在基于Wallis数的防倒灌设计准则中,需进一步考虑排气黏度对气液逆流极限完全携带点的影响。

熔融物与下封头间球形窄缝通道内CHF理论研究

严重事故下熔融物与下封头间球形窄缝通道的存在对于下封头结构的完整性有一定的积极意义。本工作通过理论分析,在汽液两相间逆向对流限制机理的基础上提出了球形窄缝通道内的CHF机理模型和预测关系式,预测结果与实验数据符合较好,验证了所建模型的正确性,并进一步分析了系统压力、熔融物半径、间隙尺寸等关键参数对临界热流密度的影响规律。利用本工作的预测模型对三哩岛(TMI-2)事故后堆芯熔融物特性进行了计算分析,结果表明,熔融物与下封头内壁面间的球形窄缝可有效带走堆芯余热,保证了下封头的完整性。

柴油机水下排气管倒流极限试验

为防止水下排气柴油机发生海水倒灌事故,需弄清水下排气管内海水倒流发生的物理机制与发生条件.通过管内径为90,mm、长度为1.8,m的水平玻璃管在1、2及3,m不同水深下排气的试验,获得了水下排气管倒流极限以及排气口水深变化对其影响.结果表明:在一定排气量范围内水相会在排气管出口端下部稳定地滞留一定长度,但不会形成实质的水倒流;随管内滞留水长度由0增至1.8,m,对应的极限表观气速由24,m/s降至8,m/s,极限Wallis参数由0.95降至0.55,倒流极限呈现出先快速减小后趋于定值的趋势;在相同管内滞留水长度随排气口水深增大,极限表观气速略有减小,而极限Wallis参数基本不变,表明Wallis参数较好地表征了排气密度和排气速度对水下排气管倒流极限的综合影响.

反应堆压力容器下降段水-蒸汽CCFL实验与模型研究

为探究反应堆压力容器下降段在喷放末期冷段安注过程中的水-蒸汽逆流特性,建立下降段逆向流动限制(CCFL)模型,开展了基于压力容器模化本体的下降段CCFL实验研究以及建模分析。通过实验研究获得了不同入口安注水流量、安注水过冷度、堆芯蒸汽流量等条件下的下降段环腔内的安注特性数据,并基于实验数据进行了CCFL建模分析。结果表明,开始发生CCFL的蒸汽无量纲流速与入口安注水无量纲流速呈现正相关,基于无量纲流速建立的模型斜率与入口安注水无量纲流速呈现高度指数关联。本文建立了适用于从不发生CCFL至不完全CCFL,再到完全CCFL的下降段水-蒸汽气液逆流全过程预测模型。

热工水力系统程序RELAP 5的CCFL模型适用性分析

冷却剂丧失事故(LOCA)是重要的核电厂设计基准事故之一。它是指冷管段和热管段的大破口事故,都可能导致相向流动限制(CCFL)现象的发生,在再灌水阶段中,反应堆内的下降段中蒸汽较大的向上流动导致安注系统的水不能向下及时注入堆芯,发生CCFL现象。常用的热工水力系统程序(如RELAP 5)中采用专门的模型描述这一现象,但针对不同的几何结构,程序需要用户选择不同的模型及其参数。针对该现象中的相间作用机理展开模型研究,对以直管段为结构特征的Dukler实验台和以棒束通道为测试段的Karei实验台进行建模,通过与实验数据的对比分析,研究了不同CCFL模型的适用性。

基于RELAP5的LOCA喷放阶段下降段内CCFL特性研究

反应堆失水事故(LOCA)后下降段通道内形成的两相逆流状态极有可能引发汽-液逆向流动限制(CCFL),不利于应急冷却水顺利进入堆芯,极大影响了核反应堆系统的安全性能。本研究基于RELAP5程序采用Wallis溢流关系式对UPFT实验装置进行建模并计算LOCA喷放阶段的下降段注水行为;通过对比下腔室蓄水量、下降段内压力及破口处蒸汽流量瞬态变化以验证模型的有效性,并对下降段通道内汽相速度场、液相体积分数分布特性进行分析。结果表明,由于下降段通道结构的三维特征引起的流动不均匀性影响了汽-液CCFL特性,随着蒸汽流量增大,在破口环路与下降段连接区域的压力梯度与向上流速度梯度越大,较少节点的划分方法很难真实反映下降段通道局部区域内汽-液溢流关系;在靠近破口的环路内注入的冷却水更难到达下腔室,而在远离破口环路的冷却水容易进入到下腔室;过热的蒸汽在流动过程中被冷却水冷却发生凝结现象,导致出口蒸汽流量小于进口蒸汽流量,且随着进口蒸汽流量的增大,凝结效应则随之减小。本研究所建立的模型与方法能够适用于LOCA喷放阶段下降段通道内的汽-液CCFL预测。