检索结果-内蒙古大学图书馆

清华大学学报（自然科学版） 2023年第8期63卷 1257-1263页

作者：胡钰文闫晓宫厚军王艳林周磊中国核动力研究设计院、中核核反应堆热工水力技术重点实验室成都610041

并联矩形通道间的流动不稳定性现象广泛存在于能源动力、石油和化工等工业系统。对于耦合传热并联矩形通道,其流动传热特性与分离并联矩形通道存在一定差异。为进一步获得耦合传热并联矩形通道的流动不稳定性特性,该文采用系统分析程序R... 详细信息

并联矩形通道间的流动不稳定性现象广泛存在于能源动力、石油和化工等工业系统。对于耦合传热并联矩形通道,其流动传热特性与分离并联矩形通道存在一定差异。为进一步获得耦合传热并联矩形通道的流动不稳定性特性,该文采用系统分析程序RELAP5对已有实验本体进行建模,并基于已有矩形通道流动不稳定性数据开展了计算方法验证,在此基础上探索了并联耦合通道流动不稳定性规律,并对比研究了分离通道与耦合通道的不稳定性边界。结果表明:耦合通道与分离通道的不稳定性边界相近,通道间传热减弱了耦合通道流量振荡幅值,对系统稳定性具有一定的增强作用。

关键词：耦合传热并联通道密度波不稳定性 RELAP5

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摇摆运动对弹状流向搅拌流转变边界的影响研究

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原子能科学技术 2020年第9期54卷 1589-1594页

作者：谢添舟徐建军卓文彬陈炳德中国核动力研究设计院中核核反应堆热工水力技术重点实验室四川成都610213

流型的精确识别对于改进两相压降的计算精度有重要意义。本文利用静止时实验数据对现有弹状流向搅拌流的转变准则进行了验证评价。在此基础上选择符合最好的转变准则,引入摇摆运动产生的瞬变外力场,构建了摇摆条件下弹状流搅拌流转变... 详细信息

流型的精确识别对于改进两相压降的计算精度有重要意义。本文利用静止时实验数据对现有弹状流向搅拌流的转变准则进行了验证评价。在此基础上选择符合最好的转变准则,引入摇摆运动产生的瞬变外力场,构建了摇摆条件下弹状流搅拌流转变准则,利用摇摆条件下的实验数据进行了验证。对转变准则进行分析,结果表明,在现有工况范围内,随摇摆振幅的增大,弹状流向搅拌流转变略有提前,而摇摆周期对流型转变的影响可忽略。

关键词：摇摆运动弹状流搅拌流流型转变边界

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5×5全长棒束组件通道过冷沸腾工况下均匀与非均匀轴向功率分布对比分析

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核动力工程 2021年第5期42卷 8-14页

作者：张君毅闫晓中国核动力研究设计院核反应堆热工水力技术重点实验室成都610213

压水堆燃料组件结构采用正方形排列的棒束形式,本文采用计算流体力学(CFD)方法对5×5全长棒束中过冷沸腾传条件下的均匀轴向功率分布(U-APD)和非均匀轴向功率分布(Non-U-APD)工况进行了热工水力性能对比分析。分析结果表明,所采用... 详细信息

压水堆燃料组件结构采用正方形排列的棒束形式,本文采用计算流体力学(CFD)方法对5×5全长棒束中过冷沸腾传条件下的均匀轴向功率分布(U-APD)和非均匀轴向功率分布(Non-U-APD)工况进行了热工水力性能对比分析。分析结果表明,所采用的壁面沸腾模型、相间作用力界面力模型和气泡尺寸分布模型能够较好地预测5×5全长棒束组件通道过冷沸腾工况的传热过程。通过对比发现Non-U-APD工况下,棒束通道内平均空泡份额起始点较均匀加热工况提前,增长速度较U-APD工况更快。在子通道平均值方面,Non-U-APD工况下角通道末端平均空泡份额要高于U-APD工况,而中心通道基本相同。Non-U-APD工况下,在第5个和第6个搅混格架(MVG)下游,文中所分析的角通道和中心通道的液相质量流速逐渐低于U-APD工况。

关键词：计算流体力学(CFD) 过冷沸腾全长棒束均匀轴向功率分布(U-APD) 非均匀轴向功率分布(Non-U-APD)

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基于CFD的PSBT-5×5均匀加热全长棒束空泡份额预测

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原子能科学技术 2021年第S02期55卷 196-202页

作者：张君毅闫晓昝元峰中国核动力研究设计院中核核反应堆热工水力技术重点实验室四川成都610213

在压水堆堆芯热工水力研发中,需要对燃料组件中可能出现的过冷沸腾传热工况开展研究,一方面为核热耦合特性提供输入,另外也为燃料组件中的偏离泡核沸腾(DNB)现象研究与确认提供进一步数据。本文采用计算流体力学(CFD)方法对压水堆燃料... 详细信息

在压水堆堆芯热工水力研发中,需要对燃料组件中可能出现的过冷沸腾传热工况开展研究,一方面为核热耦合特性提供输入,另外也为燃料组件中的偏离泡核沸腾(DNB)现象研究与确认提供进一步数据。本文采用计算流体力学(CFD)方法对压水堆燃料组件中的过冷沸腾工况进行了预测,以确认CFD对压水堆燃料组件热工水力研究关注的宽范围热工参数、全长棒束规模下过冷沸腾工况的预测能力。计算基于两流体模型框架,采用壁面热分配模型预测沸腾过程中的汽相生成量,考虑了相间作用力及气泡分裂/合并过程。研究对象为PSBT基准题中的5×5均匀加热全长棒束,通过对比3个不同高度的中心4个子通道平均空泡份额预测值与实验测量值,确定计算模型及方法的准确性。计算工况参数范围为:压力4.79~16.59 MPa、质量流速555~4194 kg/(m^(2)·s)、入口过冷度17.5~117.2 K、测点处热平衡含汽率-0.15~0.14。通过对比222个测量点数据,有51%数据点的预测偏差在实验测量误差范围内(±0.04),88%数据点的预测偏差在2倍实验测量误差(±0.08)范围内,证明了CFD方法在较宽热工参数范围内5×5均匀加热全长棒束中过冷沸腾工况的预测能力和准确性。

关键词： CFD PSBT 全长棒束均匀加热空泡份额预测

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自然循环系统摇摆条件下棒束通道内传热特性研究

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原子能科学技术 2022年第8期56卷 1575-1583页

作者：毕景良谢峰黄彦平徐建军袁德文昝元锋中国核动力研究设计院中核核反应堆热工水力技术重点实验室四川成都610041

棒束燃料元件子通道间流体存在搅混与横向二次流,流动及阻力特性相较矩形通道、圆管等简单通道更为复杂。核动力舰船、船舶、小型浮动核电站等会受到海浪影响,经常处于倾斜、摇摆、垂荡等瞬变运动下。目前的相关研究多集中在低压工况的... 详细信息

棒束燃料元件子通道间流体存在搅混与横向二次流,流动及阻力特性相较矩形通道、圆管等简单通道更为复杂。核动力舰船、船舶、小型浮动核电站等会受到海浪影响,经常处于倾斜、摇摆、垂荡等瞬变运动下。目前的相关研究多集中在低压工况的研究领域,高温高压自然循环运动条件下的研究较少。本文采用实验研究方法,对自然循环系统摇摆条件下棒束通道内流动传热特性进行了研究,获得了过冷沸腾和饱和沸腾两种条件下摇摆角度和摇摆周期对棒束壁面温度变化和传热系数的影响,并获得了摇摆周期内棒束通道内的传热系数计算关系式。结果表明,饱和沸腾传热系数变化比过冷沸腾的剧烈;在本文实验工况范围内,棒表面传热系数波动幅值随着摇摆幅度的增大而增大;摇摆条件下棒束通道过冷沸腾和饱和沸腾工况时均传热系数基本不变。

关键词：棒束通道两相流摇摆运动自然循环流动传热

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过冷流动沸腾汽泡浮升直径的理论研究

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原子能科学技术 2017年第11期51卷 1949-1954页

作者：肖仁杰闫晓昝元锋中国核动力研究设计院中核核反应堆热工水力技术重点实验室四川成都610213

汽泡浮升直径模型已成为两相流领域理论分析与数值计算方法的重要子模型。为研究各力对汽泡浮升的影响规律,本文理论推导了过冷流动沸腾汽泡的受力方程,建立了预测汽泡浮升直径的无量纲模型,并与实验数据进行了对比验证,分析了汽泡浮升... 详细信息

汽泡浮升直径模型已成为两相流领域理论分析与数值计算方法的重要子模型。为研究各力对汽泡浮升的影响规律,本文理论推导了过冷流动沸腾汽泡的受力方程,建立了预测汽泡浮升直径的无量纲模型,并与实验数据进行了对比验证,分析了汽泡浮升直径随各无量纲数的变化规律。结果表明,无量纲模型能准确预测水与R113工质中汽泡的浮升直径;浮升直径随Ja的增加而升高,随Re、Ca、Pr与Ar的增加而降低;结合无量纲数的定义,可认为生长力与表面张力抑制了汽泡的浮升效应,导致浮升直径升高;剪切升力与浮升力促进了汽泡的浮升效应,导致浮升直径降低。

关键词：过冷流动沸腾汽泡浮升直径受力分析无量纲模型理论研究

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倾斜条件下并联矩形通道流动不稳定性实验研究

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原子能科学技术 2016年第9期50卷 1600-1605页

作者：唐瑜陈炳德熊万玉黄彦平徐建军中国核动力研究设计院中核核反应堆热工水力技术重点实验室四川成都610041

以截面尺寸为50mm×2mm的矩形并联双通道为实验本体,开展了倾斜条件下密度波流动不稳定性实验研究。主要参数范围为:压力,3~8 MPa;质量流速,300~800kg/(m^2·s);入口温度,180~270℃;倾斜角度,0°~30°。通过分析实验结... 详细信息

以截面尺寸为50mm×2mm的矩形并联双通道为实验本体,开展了倾斜条件下密度波流动不稳定性实验研究。主要参数范围为:压力,3~8 MPa;质量流速,300~800kg/(m^2·s);入口温度,180~270℃;倾斜角度,0°~30°。通过分析实验结果,得到了系统压力、质量流速、入口过冷度以及倾斜角度对流动不稳定性界限参数的影响规律,基于过冷度数Nsub和相变数Npch绘制了流动不稳定边界,并通过实验数据拟合了包含Froud数和Δρ/Δρg的不稳定边界准则关系式。研究发现,在实验工况范围内,倾斜条件对密度波流动不稳定性无明显影响。

关键词：密度波流动不稳定性并联矩形通道倾斜条件

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摇摆条件下圆管内过冷沸腾局部空泡时空分布特性

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化工学报 2016年第6期67卷 2277-2283页

作者：鲍伟陈炳德徐建军谢添舟黄彦平中国核动力研究设计院中核核反应堆热工水力技术重点实验室四川成都610041

过冷流动沸腾在核能、动力、化工等工业领域广泛存在,局部空泡分布特性的准确预测对构建两相流数理模型及两相流动压降和传热特性计算均具有重要意义。实验借助光学探针测量手段研究摇摆条件下圆管内过冷沸腾局部空泡分布特性,并提出多... 详细信息

过冷流动沸腾在核能、动力、化工等工业领域广泛存在,局部空泡分布特性的准确预测对构建两相流数理模型及两相流动压降和传热特性计算均具有重要意义。实验借助光学探针测量手段研究摇摆条件下圆管内过冷沸腾局部空泡分布特性,并提出多周期同相位叠加方法获得摇摆运动条件下局部瞬时空泡份额。实验结果表明:摇摆条件下圆管内局部空泡分布呈现周期性波动规律,摇摆条件下圆管轴心区及近壁区均会出现局部空泡份额峰值,且流道近壁区局部空泡份额波动幅度最大;与静止条件下不同,摇摆运动周期内过冷沸腾局部空泡份额空间分布形态随时间发生变化;摇摆周期和摇摆角度对过冷沸腾局部空泡分布特性也存在一定影响。

关键词：两相流过冷沸腾空隙率光学探针摇摆条件气泡

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直流蒸汽发生器稳态热工水力实验参数敏感性研究

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原子能科学技术 2022年第11期56卷 2365-2374页

作者：张廷杜代全张文豪卓文彬中国核动力研究设计院中核核反应堆热工水力技术重点实验室四川成都610213

建立了直流蒸汽发生器热工水力特性的实验回路,针对稳态工况下不同参数(一次侧平均温度、负荷、蒸汽压力和给水温度)对蒸汽温度的影响进行了参数敏感性实验研究。实验工况范围为:一次侧平均温度为282~307℃,负荷为20%FP~120%FP,蒸汽压力... 详细信息

建立了直流蒸汽发生器热工水力特性的实验回路,针对稳态工况下不同参数(一次侧平均温度、负荷、蒸汽压力和给水温度)对蒸汽温度的影响进行了参数敏感性实验研究。实验工况范围为:一次侧平均温度为282~307℃,负荷为20%FP~120%FP,蒸汽压力为4.0~6.0 MPa,给水温度为40~160℃。实验结果表明:一次侧平均温度降低蒸汽温度随之降低,且越接近饱和温度,温度降幅越大。提高蒸汽压力,一次侧平均温度对蒸汽温度在接近饱和的区域影响更显著。低负荷(20%FP~60%FP)时蒸汽压力对蒸汽温度无影响,高负荷(60%FP~120%FP)时蒸汽温度随蒸汽压力提升而降低且降速不断增加。蒸汽温度随负荷的增加先缓慢增大后加速降低,存在最大蒸汽温度点。最大蒸汽温度点随蒸汽压力变大向下移动,对应负荷向左移动。随给水温度增大蒸汽温度降低,但降速很小。

关键词：直流蒸汽发生器热工水力参数敏感性

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竖直圆管内低压过冷沸腾相分布特性实验研究

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原子能科学技术 2016年第8期50卷 1381-1386页

作者：鲍伟陈炳德徐建军谢添舟黄彦平中国核动力研究设计院中核核反应堆热工水力技术重点实验室四川成都610041

实验采用双探头光学探针对内径24mm竖直圆管内低压过冷沸腾局部空泡份额、界面面积浓度及汽泡尺寸等局部相界面参数径向分布特性进行了研究。实验结果表明:竖直圆管内过冷沸腾相分布形态呈现轴对称特性,随着热流密度的增大,相分布形态... 详细信息

实验采用双探头光学探针对内径24mm竖直圆管内低压过冷沸腾局部空泡份额、界面面积浓度及汽泡尺寸等局部相界面参数径向分布特性进行了研究。实验结果表明:竖直圆管内过冷沸腾相分布形态呈现轴对称特性,随着热流密度的增大,相分布形态出现近壁峰值并逐渐向中间峰值分布形态的发展,较高热流密度工况下出现轴心峰值分布;随着质量流速的增加,局部空泡份额减小,并出现中间峰值向近壁峰值分布形态的转变;随着压力的增大,局部相界面参数减小。

关键词：过冷沸腾空泡份额光学探针摇摆条件汽泡

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