骤冷前沿区域传热特性实验研究

骤冷过程中骤冷前沿区域的传热特性是研究骤冷过程的主要参数之一，也是研究骤冷前沿移动速度的一个主要输入自变量。本文采用瞬态热块实验技术和变物性非稳态两维数值分析技术，研究了低压低质量流速条件下管内顶部骤冷过程中骤冷前沿区域的传热特性，以适用的物理模型为基础，采用多元非线性回归分析技术分析了相关参数对骤冷前沿区域传热特性的影响特征。在初始热壁温度为４５０～６００℃，系统压力为０．３１～０．８８ＭＰａ，质量流速为１７．７～９０２．０ｋｇ／ｍ２·ｓ，入口过冷度为３～７７℃的条件下，得到了骤冷前沿区域传热系数的最终关系式。

稠密棒束通道内骤冷前沿附近壁面放热模型研究

在再淹没过程中,骤冷前沿附近的流动换热现象最为复杂,通常所说的骤冷就是在这个区域发生的对于稠密棒束再淹没过程,实验研究显示其骤冷前沿处壁面温度的下降非常急剧,而已有的估算骤冷前沿附近放热的经验关系式模型未能合理预测该位置处的放热,进而不能很好地模拟整体包壳温度历史曲线形状。本研究结合窄通道沸腾换热相关研究,提出"液体半月板延伸区域瞬态蒸发模型"来估算骤冷前沿附近的放热。与实验结果对比,证明该模型能够更好地估算骤冷前沿处壁面温度的变化。

管内顶部骤冷过程中骤冷前沿推进速度实验研究

采用瞬态热块实验技术和非稳态二维数值分析方法研究了低压低质量流速条件下竖直管内顶部骤冷过程中骤冷前沿的推进特性。以理论模型和理论关系式为基础，通过详细的参数敏感性分析引入流动参数的影响特征，得到了本文实验条件下的骤冷前沿推进速度的半经验关系式，与实验数据及相应的其它关系式的比较结果表明本文的半经验关系式在模型结构和预测精度等方面均有较大的提高。实验条件如下：１５×１．５１Ｃｒ１８Ｎｉ９Ｔｉ元件管；系统压力：０．３１～０．８８ＭＰａ；质量流速：１７．７—９０２．０ｋｇ／ｍ２·ｓ；入口过冷度：３℃—７７℃；初始热壁温度：４５０℃—６００℃。本文的研究可为同类问题的工程研究和应用提供指导。

窄缝通道两相流相间摩擦特性对再淹没骤冷前沿推进速率的影响研究

基于Saxena试验获得窄缝通道骤冷前沿推进速率,采用RELAP5程序对实验进行模拟,模拟结果表明程序高估了骤冷前沿推进速率。以两相动量守恒方程和Griffith矩形窄缝通道漂移流速度模型为基础,建立窄缝通道相间漂移流摩擦模型。该模型考虑了窄缝通道几何特征对相间摩擦的影响,能更好地预测低流速下窄缝通道再淹没骤冷前沿推进速率,同时明确了影响窄缝通道骤冷前沿推进速率的关键因素之一。

环形通道内再淹没过程骤冷前沿推进速度实验研究

骤冷前沿推进速度是衡量失水事故中再淹没过程堆芯冷却效率的重要参数之一。本文通过实验研究了竖直环形通道内骤冷前沿的推进特性,获得初始壁温、入口温度、入口质量流速及加热功率对骤冷前沿推进速度的影响。实验结果表明,骤冷前沿推进速度随初始壁温、入口温度和加热功率的增加而减小,随入口质量流速的增加而增加。

环形燃料棒束再淹没行为实验研究

环形燃料是一种可在维持或提升安全裕度的前提下大幅提高反应堆经济效益的新型压水堆燃料,由于其双面冷却的特点,环形燃料在LOCA再淹没阶段的热工水力行为与传统实心燃料存在显著差异。现有关于环形燃料再淹没行为的实验研究鲜有报道。本研究基于自主设计的高温环形电加热棒建立了环形棒束再淹没实验装置,开展了3×3环形棒束底部再淹没实验研究,探究了环形棒束再淹没典型物理过程及不同工况下再淹没关键参数的变化规律。结果表明,环形棒束再淹没物理过程与传统实心棒束类似,且内外通道的骤冷前沿推进和传热模式变化趋于同步。在同一时刻下,环形棒内外壁面间存在温度梯度。骤冷前沿推进速度随再淹没速度和过冷度的增大而增大,随峰值包壳温度和线功率密度的增大而减小。此外,定位格架在低流速、低过冷度与高壁温工况下能显著提升下游的骤冷前沿推进速度。

基于棒束传热实验的COSINE系统程序验证与确认

为进一步提升软件计算的稳定性和准确性,对COSINE软件中重要的核心模型进行确认、评估与改进,本文采用热工水力软件包COSINE中的系统安全分析程序cosFlow,对核电厂大破口失水事故中堆芯再淹没阶段的热工水力物理过程进行了建模与计算,计算建模根据棒束传热(RBHT)实验进行,并用RBHT实验结果对系统安全分析程序进行检验。计算结果表明,棒束壁面温度变化趋势与实验数据趋势基本契合,即cosFlow能够较为准确地分析大破口失水事故的骤冷前沿过程;但骤冷前沿的推进速度与RBHT的实验结果相比,前期更快后期更慢,推测原因为加热棒轴向温度梯度较大,原程序未加入轴向的热传导模块,因此后续的程序开发与研究将对骤冷前沿的热质传输模型进行改进。