反應堆流體力學分析

在20世紀40年代反應堆出現後，反應堆熱工設計技術和有關的理論分析、實驗研究迅速發展，形成了反應堆釋熱、反應堆傳熱和反應堆流體力學等學科。近幾十年來，隨着反應堆的發展，對反應堆流體力學的理解一直在不斷深入，它的研究成果又推動着流體力學的進一步發展。

反應堆流體力學主要包括反應堆中單相流和兩相流的基本流動特性、流動壓降、流量分配、流動不穩定性和臨界流等內容。單相流是系統內只有一種物相的流動，是各種反應堆中最常見的一種流動。系統內有兩種物相同時存在的流動稱為兩相流。它存在於正常運行情況下的沸水堆各通道和壓水堆熱通道中，流體受到擾動後所發生的流量漂移或流量振盪稱為流動不穩定性。流體壓降是指系統內任意給定的兩個流通截面間流體靜壓的變化。而臨界流是指系統中流體流出速率達到聲速後不再受下游壓力下降影響時的流動。

對反應堆流體力學問題的研究通常採用理論分析和實驗研究、並把兩者緊密地結合起來的方法。在理論分析中，一般運用連續流體介質的模型，即把流體看成由無窮多個緊挨的連續質點所構成的連續介質。其基本方程是質量守恆、能量守恆和動量守恆方程。根據實際情況列出初值條件和邊值條件後，通常通過編制程序由計算機給出分析和計算結果(數據、圖和表格)。在對數學方程處理過程中，往往作適當的簡化假設，如設流體是不可壓縮的等假設。在實驗研究中，廣泛應用相似準則和模擬原理。

反應堆流體力學與反應堆傳熱有密切的關係，它們共同構成反應堆熱工學科。反應堆流體力學不僅研究絕熱情況下的流體流動規律，還研究非絕熱情況(傳熱情況)下的流體流動規律，例如高熱流密度下兩相流型不斷改變等問題。

反應堆流體力學的研究對於核電安全性和核電經濟性有重大意義，各國都給予極大的重視。核能事業的發展又推動着反應堆流體力學的深入發展，如固有安全性堆型的研究推動着反應堆流體力學中自然循環機理的深入研究發展 ^[1]  。