摘要

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。