核反馈影响下的低压自然循环两相流稳定性实验研究

"这篇论文是1995年发表在《清华大学学报(自然科学版)》上的科研成果，主要探讨了在密度核反馈条件下低压自然循环两相流动的稳定性问题，针对核供热反应堆主回路的热工水力学特性进行了实验研究。作者通过在HRTL-5热工实验回路中引入反应堆中子动力学模拟系统，以实时控制电加热功率，模拟核反馈效应，分析了不同工况下自然循环的稳定性。实验发现，低欠热度不稳定性区域会在核反馈耦合条件下出现，反馈系数、测量系统及元件动态响应特性对流动稳定性至关重要。该研究对于理解和确保核反应堆的安全运行具有重要意义。" 在核反应堆的设计和操作中，两相流动的稳定性是一个关键因素，因为它可能引发机械振动、热应力波动，甚至导致严重的事故。尤其在水作为冷却剂和慢化剂的核反应堆中，反应性与流体中的空泡密度紧密相关，这使得热工学的不稳定性会直接影响到核反应过程，形成密度-核反馈。因此，对于压水和沸水反应堆来说，理解这种反馈下的两相流动稳定性至关重要。 本文的研究方法是在热工水力学实验装置中采用计算机控制系统来模拟反应堆的中子动力学行为，通过HP-38525控制器动态调整电加热功率，以反映核反馈条件下的功率变化。实验系统包括一个热工实验回路和一个功率控制系统，其中加热段由16根电热元件构成，它们的功率根据两相流体密度-空泡反馈进行动态调整。 在实验中，研究人员测量和控制了各种参数，如冷却剂密度、反馈系数、以及系统和元件的动态响应特性，以全面评估不同工况下自然循环流动的稳定性。结果揭示了核反馈耦合如何影响系统的稳定性，特别是导致低欠热度不稳定性区域的出现。这些发现为核供热堆的安全运行提供了理论支持，并为未来的设计提供了有价值的数据和见解。 这篇论文深入研究了核反应堆在特定反馈条件下的两相流动稳定性，强调了反馈系数、测量系统性能以及元件响应时间对流动稳定性的影响，为核能领域的工程实践提供了重要的理论基础。