窄缝通道内过冷沸腾区域汽泡脱离频率研究

采用高速摄像仪对矩形窄缝通道内垂直上升流过冷流动沸腾区域汽泡脱离频率进行可视化实验研究。结果表明,汽泡脱离频率随质量流速的增大而减小,随入口过冷度的增大而减小,随热流密度的增大而增大。将实验数据与文献中汽泡脱离频率计算模型进行比较,发现基于池式沸腾和饱和流动沸腾开发的计算模型不能准确预测过冷沸腾区域汽泡脱离频率。本文以无量纲参数的形式,分别用液相雷诺数、过冷雅各布数和核态沸腾热流密度表示质量流速、主流过冷度和热流密度对汽泡脱离频率的影响,获得矩形窄缝通道内过冷沸腾区域汽泡脱离频率预测关系式,关系式的平均预测误差为±17.1%。     

强制对流过冷沸腾流体中汽泡脱离频率

在垂直上升环形通道内进行强制对流过冷沸腾实验。实验工质为水，实验压力为大气压力。由一台高速摄像仪对汽泡核化的动力学过程进行图像捕捉。通过影像获取总共58个工况下的汽泡脱离频率。对本实验的数据和从文献中获取的数据进行无量纲分析。将已有的模型和关系式与汽泡等待时间、生长时间以及脱离频率等实验数据进行比较。由池式沸腾改进的关系式未能很好地应用于强制对流过冷沸腾，同时，由过冷沸腾提出的模型也不能预测宽实验参数范围内的汽泡脱离频率。无量纲汽泡脱离频率与无量纲泡核沸腾热流密度相关。新的关系式与现有的低壁面过热度下的实验数据吻合良好。     

锆-4在冷却水中的骤冷沸腾传热实验研究

为了研究锆-4在冷却水中的骤冷行为与沸腾传热特性,本文采用可视化方法,并测量了锆-4在骤冷过程中的温度变化。基于一维导热反问题求解,计算得到锆-4表面的热流密度和温度。在骤冷过程中锆-4会依次经历膜态沸腾、过渡沸腾、核态沸腾以及单相对流换热4个阶段,并且分析了轴向高度和冷却水过冷度对骤冷行为以及沸腾传热的影响。结果表明,随着过冷度的增大,骤冷时间减小,最小膜态沸腾温度增大,并且核态沸腾与过渡沸腾传热受加热表面局部特性影响显著,并建立了锆-4表面最小膜态沸腾温度的关系式,对反应堆的安全分析具有重要的意义。      

竖直矩形窄缝通道内过冷沸腾传热特性的实验研究

以去离子水为工质,在进口压力为0.1~0.3 MPa、质量流速为200~1400 kg?m-2?s-1、热流密度为20~320 kW?m-2的参数范围内,对截面参数为50 mm×2 mm的竖直矩形窄缝通道展开了传热实验研究。实验获得通道内部工质由单相状态到过冷沸腾状态的传热过程曲线,将过冷沸腾段实验值与8个经验公式提供的预测值进行了对比与分析,采用相似原理以及回归分析法,建立了适用于竖直矩形窄缝通道的过冷沸腾准则关系式。研究结果表明,在竖直矩形窄缝通道内,热流密度对过冷沸腾传热具有主导作用;对于本实验的窄缝通道,Bertsch传热公式对于过冷沸腾段的预测效果相较于其他公式更好,本研究所建立的准则关系式与实验数据符合良好。因此,本研究建立的公式能够用于竖直矩形窄缝通道过冷沸腾传热系数的预测。      

汽水混合物在环状流中的干涸

一、引言本文着重讨论汽水混合物在垂直加热通道中强迫对流时的干涸机理,干涸的实验研究情况,参数对干涸的影响,以及通过实验所获得的经验关系式。当水在垂直通道内发生强迫对流沸腾时,沸腾传热情况与汽水混合物的流型有关,流型不同传热机理差别很大。如果加热通道的热流密度不太高,其沸腾传热的主要流型有:单相液流、泡状流、环状流、弥散环状流、雾状流和单相蒸汽流。     

核态沸腾存在时垂直管内环状流换热数值计算

建立了垂直管内流动沸腾换热与阻力特性的数值计算模型。该模型以环状流为研究对象,认为强制对流与核态沸腾两种换热方式同时存在。通过求解质量守恒、动量守恒、能量守恒方程,获得液膜厚度、速度与温度等参数。由汽泡脱离频率、脱离直径、汽化核心密度及抑制因子等参数计算核态沸腾换热。换热系数根据热流密度叠加原理确定。对一种有机工质在垂直管内向上流动时的沸腾换热进行了数值预测,计算值与实验结果符合良好。随着干度的增加,核态沸腾在总换热系数中的比例由约20％下降至1％。     

低温核供热堆流动特性分析(英文)

实验研究在5MW核供热反应堆模拟热工水力学实验回路HRTL-5上进行。分析计算基于带有质量,蒸汽质量,能量及动量守恒方程的一维两相流漂移模型。给出了在不同系统压力,进口过冷度及热流密度条件下的稳态和动态分析结果。研究结果表明:加热段中的过冷沸腾及上升段中的闪蒸对空泡份额分布及流动稳定性有重要影响,特别是在低压条件下;在相当宽的两相流条件下,加热段中只发生过冷沸腾;对于沸水设计工况的5MW低温堆,其堆芯出口温度尚未达到饱和。描述了两相流振荡机理,即“零阻降”机理。在进口过冷度相当宽范围内(OK<ΔT<28K),对系统流条件,存在3个区域,即稳定的两相流,整体和过冷沸腾不稳定流和过冷沸腾以及单相稳定流。给出了系统流量在小热流密度扰动下的响应特性。在此基础上给出了稳定边界图的计算和实验值。     

高通量研究堆堆芯热工水力分析程序THAS-PC4

针对高通量研究堆的热工水力特点和设计准则开发了堆芯子通道分析微机程序ＴＨＡＳ－ＰＣ４。该程序能够计算稳态和瞬态工况下堆芯内冷却剂的流量、温度、密度和压力等参量的分布以及燃料元件的温度场。它还可以确定临界热流密度和偏离泡核沸腾比（ＤＮＢＲ），泡核沸腾开始时的壁面温度以及流动开始不稳定时的热流密度等，以评价反应堆的安全性。     

复合换热管过冷沸腾换热实验与关联式评价

以去离子水为实验介质,在单面受热流密度条件下,开展了聚变装置偏滤器的过冷流动沸腾强化换热特性实验研究,将内肋强化换热技术与内插扭带结构相结合,利用两者的协同强化传热效应,设计出一种复合换热管。实验参数为：质量流速,992～4 960 kg/(m2·s);压力,04～2 MPa;入口过冷度,8701～11921 ℃;热流密度,1～163 MW/m2。对4种强化换热管（光管、内插扭带管、内螺纹肋管和复合换热管）的管内过冷流动沸腾换热特性和综合性能评价指标（PEC）进行了对比实验。结果表明：与其他3种管道相比,复合换热管的对流换热系数和PEC最高,传热特性最好。研究了复合换热管的扭带扰动比、螺距、压力和质量流速对管内两相流动对流换热系数的影响规律,发现对流换热系数与螺距、质量流速呈正比,与扭带扰动比、压力呈反比。最后对比了4个现有的过冷流动沸腾换热经验公式,并在无量纲模型基础上,增加了扰动比和螺径比（t/Dh）进行修正,利用非线性拟合方法提出了适合复合换热管过冷流动沸腾的努塞尔数新公式。     

中低压条件下矩形窄缝通道两相流动传热试验研究

在中低压条件下,对矩形窄缝通道两相流动传热进行试验研究,分析两相流动传热的变化规律,拟合出饱和沸腾传热系数计算关系式,并采用简化的一维分析方法对两相压降进行分析计算。试验结果表明:在相同热平衡含汽率(x)情况下,两相流动压降随系统压力(p)的降低而增大,随系统流量的增大而增大的变化规律;p越低,两相流动压降随x的增加而增大越剧烈;流量越大,两相流动压降随x的增加而增大越剧烈。通过数据回归方法得到汽相湿周长比例因子F并拟合了计算关系式,其计算值与试验值符合得较好。矩形窄缝通道内饱和沸腾平均传热系数受p、质量流量及热流密度的影响较大。     

骨架发热多孔介质内单相水流动传热实验研究

针对骨架发热多孔介质内单相水流动阻力和传热特性开展了实验研究,拟合获得骨架发热多孔介质内热态流动阻力和对流换热关系式。实验参数范围是:雷诺数Re取127～394,表面热流密度12～62 kW/m2。实验结果表明:在本文研究的孔隙有效雷诺数范围内,惯性项阻力系数Rf受流动参数影响;基于骨架发热条件下获得的阻力关系式具有较好的扩展性,可以较好地预测骨架不发热条件下多种几何结构的多孔介质通道内单相水、单相蒸汽流动阻力;随着表面热流密度增大,对流换热系数不断降低;在相同热流密度条件下,随着质量流速的增大,对流换热系数也会随之增大。     

环形通道内液态金属钠流动传热特性数值模拟

利用数值方法，使用商用软件ANSYS CFX，针对内径4~10 mm、外径7~20 mm的环形通道内不同边界条件下单相钠的流动和传热特性进行了研究，分析了流速、入口温度、内壁面热流密度和外壁面热流密度等对其流动传热的影响。结果表明，环形通道间隙对液态金属钠流动和传热影响较大，热流密度对其影响较小。将计算结果与文献中理论和实验结果进行了比较和分析，得出环形通道内液态金属钠的传热关系式。数值模拟结果与文献实验结果吻合较好，总体趋势符合良好。      

球床内流动与传热特性等效模型的实验研究

针对球床过冷水(单相)流动传热特性等效模型开展实验研究,分析各热工参数对等效模型流动传热特性的影响规律,并拟合出等效模型的阻力系数和换热系数经验关系式。实验参数范围为:雷诺数467~3350,热流密度50~150 k W/m2。实验结果表明:在本实验参数范围内,压降随表观流速的增加而增大,呈二次方关系;压降随流体进口温度的增加而减小;换热系数随热流密度和表观流速的增加而增大。     

两相自然循环系统压降震荡流动不稳定性起始点研究

对两相自然循环系统的压降震荡流动不稳定起始点进行研究。实验研究发现当实验本体流体出现充分发展的过冷泡核沸腾后,由于汽泡大量产生,以及稳压器上部在可压缩气体的作用下,自然循环回路与稳压器之间出现波动流量,自然循环系统出现压降震荡型流动不稳定。Bowring模型和Saha-Zuber模型预测实验本体出口发生充分发展欠热泡核沸腾的功率值与与自然循环系统的压降震荡流动不稳定起始点功率实验数据的偏差在8%以内。因此,充分发展的过冷泡核沸腾起始点可认为是自然循环系统的压降震荡流动不稳定起始点。     

人工神经网络在预测流动沸腾曲线中的应用

选用20世纪60年代以来的实验数据，应用人工神经网络分析入口欠热度、质量流速、压力等主要参数对沸腾曲线的影响。在整个传热区内，热流密度随入口欠热度的增加而增大；在过渡沸腾和膜态沸腾区，热流密度随质量流速的增加而增加；压力起重要的作用，除膜态沸腾区外，增加压力能强化传热。除泡核沸腾外，稳态和瞬态的流动沸腾曲线的差异很小。     

自然循环系统摇摆条件下棒束通道内传热特性研究

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。     

近临界压力区垂直内螺纹管临界热流密度实验研究

在近临界压力区,对垂直上升内螺纹管流动沸腾的偏离泡核沸腾(DNB)型临界热流密度(CHF)现象进行了实验研究。试验段采用ф35 mm×5.67 mm六头内螺纹管。实验参数范围为:压力18~21 MPa,质量流速500~1 000kg/(m~2·s),进口过冷度3~5℃,内壁热负荷40~960kW/m~2。实验得到了不同工况下的内壁温度和传热系数分布特性,分析了流动参数对内螺纹管中DNB型CHF的影响,并根据实验数据拟合出两相区的传热关联式与临界热流密度(qCHF)预测关联式。内螺纹管的qCHF实验数据被用于与光管的qCHF预测值进行对比,发现内螺纹管具有一定的CHF强化作用,但当压力越靠近临界压力时这种作用会被抑制甚至消失。实验结果表明:在近临界压力下,内螺纹管会在低干度区甚至过冷区发生DNB现象,压力的增大和质量流速的减小均会使DNB提前发生。qCHF随压力的减小和质量流速的增大而增大。在特定工况下,试验段不同截面会分别发生偏离泡核沸腾与蒸干。     

环形通道内液态金属钠沸腾两相流动特性实验研究

对环形通道内液态金属钠沸腾两相流动特性进行了实验研究。实验中质量流速G≤2 000kg·m-2·s-1,系统压力p≤0.1 MPa,热流密度q≤550kW·m-2。两相流动摩擦压降通过在相同质量流量的单相流动摩擦阻力系数的基础上引入两相摩擦倍增因子来考虑两相的影响。实验结果表明:环形通道内液态金属钠两相摩擦倍增因子随Martinelli参数的增大有减小趋势。综合本文实验数据、Lurie等的实验数据以及Kaiser等的棒束实验数据,拟合得到了计算液态金属钠沸腾两相流动摩擦倍增因子的关系式。计算了本文拟合得到的关系式与各组实验数据间的相对标准偏差(RSD),表明本文关系式适用于计算环形通道内液态金属钠沸腾两相流动特性。     

窄缝矩形通道单相流动及传热实验研究

以垂直向上窄缝矩形通道内去离子水为流动介质,对单相等温流动及恒热流密度条件下的单相传热进行了实验研究.结果表明,窄缝矩形通道内的单相等温流动特性及单相传热特性并未偏离常规尺度通道内的相关规律,采用经典理论解或关系式能获得较好的预测结果.     

花瓣形燃料元件棒束通道内过冷流动沸腾特性数值研究

花瓣形燃料元件具有换热性能强和无需定位格架等优点，能进一步提高反应堆的功率密度和经济性。为此，本文利用欧拉两流体模型，同时结合RPI壁面沸腾模型，对2×2花瓣形燃料元件棒束通道内过冷流动沸腾特性开展数值研究。通过圆管过冷沸腾实验数据验证了模型的准确性。开展了流速和热流密度参数对花瓣形燃料元件棒束通道内流动、换热及空泡份额分布影响的数值研究。结果表明，通道内冷却剂的流动速度分布不均匀；横向流动沿主流方向存在波动；空泡份额在燃料元件的内凹弧与外凸弧处表现出较大差异；同时，由于流场和换热形式的不同，导致燃料元件的周向壁面温度呈现不均匀分布，横向流动的存在影响着壁面热流分配情况。