Experimental Study of a Stoppage Natural Circulation during a Nuclear Heating Reactor LOCA

The 5MW nuclear heating reactor is an integral natural circulation reactor. The rupture of the coolant penetrating tube is a typical accident causing coolant loss. When the water level drops down to the upper edge of the inlet of the heat exchanger, the natural circulation stops. This influences the core cooling and the stability of the main loop. A series of tests showed that there is a stable drop of pressure, and the heated element temperature is not too high to cause burnout. But the backward flow or flow oscillation in the primary coolant circuit occurs when the flow breaks completely in the end. The whole flow process is described and the mechanism is discussed.

Simulating Experimental Investigation on the Safety of Nuclear Heating Reactor in Loss－of－Coolant Accidents

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破口大小和二回路运行状态对核供热堆自然循环断流瞬态的影响

为研究一体化布置的核供热堆在发生破口失水事故中破口大小和从中间回路排出热量减少对断流过程的影响，选用不同的破口尺寸和不同的二回路工作状态，在５ＭＷ核供热堆热工水力模拟回路ＨＲＴＬ－５上进行了实验研究。稳态运行工况的系统压力为１．５ＭＰａ，在发生小破口失水事故后，加热功率维持为额定功率的５％以模拟剩余发热情况。实验研究并比较了不同条件下压力、温度、循环流量、液位和失水量等重要参数的变化。这些实验数据为核供热堆的安全分析提供了实验依据。

低温堆上空腔破口失水后期的流动振荡实验研究

在 5MW低温堆的模拟试验台架 HTRL- 5上对该低温堆上空腔破口失水事故进行了实验研究。重点研究了事故后期的流动振荡现象，揭示了振荡的发展过程和发生机理。经实验研究，给出了小破口失水闪蒸过程中回路内压力、温度、空泡份额、循环流量等重要参数的变化规律，同时表明了小破口失水过程中由于压力下降引起闪蒸产生大量气泡并引起自然循环流量的变化，这些变化又反过来对各参数产生影响，使循环流量和传热情况发生周期性变化。

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。