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摘要
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。
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单位中国核动力研究设计院; 重庆大学
