气液两相流空泡份额计算

一、引言 气液两相流的空泡份额是两相流的基本参数之一,它对于反应堆和蒸汽发生装置的设计有重要作用。空泡份额α=Ag/A、体积含汽量β=Qg/Q、重量含汽量χ=Wg/W和滑速比S=u_g/u_1之间的关系式为:     

流动欠热沸腾空泡份额的研究

影响欠热沸腾传热的主要因素是含汽率和系统压力。系统压力直接影响加热面上汽泡的大小,从而影响壁面向液体的传热量。欠热沸腾区任一点的热平衡含汽率可由通道内的热工参数和流动参数求出,然后据此求出通道中某点的空泡份额。文中给出了计算加热通道内流动欠热沸腾区空泡份额的计算关系式,该关系式在给定的参数范围内与实验结果符合较好。     

自然循环过冷沸腾截面平均空泡份额实验与计算方法研究

采用RBI高温高压光学探针,对自然循环过冷沸腾截面平均空泡份额进行了实验研究通过实验数据与应用较为普遍的Saha模型、Levy模型以及孙奇提出的真实质量含汽率模型计算值的比较发现．基于强迫循环实验数据的截面平均空泡份额计算模型无法适用于自然循环工况,且经过比较初步判定相同系统参数下高过冷沸腾区自然循环较强迫循环空泡份额偏高,另外,根据模型的比较分析结果对真实质量含汽率模型进行了拓展,使其可适用于自然循环过冷沸腾工况。     

两相自然循环系统的静态分岔特性机理分析

基于分岔理论及其DERPAR数值方法及均相模型,计算出两相自然循环系统的静态分岔解图,进一步得到不同压力下质量含汽率和空泡份额随加热功率的变化曲线图;深入讨论了流型转变对两相自然循环流动不稳定性的影响;分析了系统压力、含汽率、汽液两相密度差引起的不稳定性的机理;并比较了不同系统压力、欠热度、阻力、几何构型等参数对质量含汽率和空泡份额的影响。强调指出两相自然循环系统的静态分岔现象主要是由于汽液两相密度差引起的。随着压力的升高,汽液两相密度差异减小,有利于系统的稳定性。     

径向倒料行波堆MA嬗变可行性分析

行波堆可使用低富集度核燃料达到较高的燃耗,核废料不需再回收处理,是闭式燃料循环外有效的核燃料利用体系。为进一步挖掘行波堆在核燃料利用方面的优势,本文对行波堆嬗变次锕系核素(MA)进行了可行性分析。在自主设计的1 250 MWt棋盘式径向倒料钠冷行波堆中均匀添加MA,质量份额从2.0%至12.0%。采用自主开发的MCNP-ORIGEN耦合燃耗计算程序进行分析计算。结果表明,MA嬗变量随MA质量份额的增大线性增大,而嬗变率随MA质量份额的增大呈抛物线变化。同时研究了MA质量份额对堆芯安全参数的影响,如堆芯有效增殖因数、多普勒反馈系数、空泡系数和有效缓发中子份额等。计算结果表明,堆芯有效增殖因数和空泡系数随MA质量份额的增大而增大,多普勒反馈系数和有效缓发中子份额随MA质量份额的增大而减小。     

用γ射线法测定低压低流速汽-液两相流空泡份额的试验研究

本文叙述了低压低流速下用快响应的γ射线密度计沿着环形试验流道轴向测量汽-液两相流空泡份额的试验研究。由实验结果得到了泡状流、团状流的空泡份额关系式以及汽泡脱离壁面的过热度关系式。实验的参数范围是:p=0.16—0.19MPa、试验段入口冷却剂温度和流速,T_λ=27—73.5℃,V_0=0.05—0.5m/s、热流密度q=0.1—0.86MW/m~2。实验数据系用计算机采集、贮存和处理,并对典型的流动状态录了相。     

HFETR外电源丧失叠加失流事故分析

假设高通量工程试验堆(HFETR)在70 MW功率运行中突遇外电源丧失,冷却水失流,4台运行的主泵中3台卡轴,反应堆自动保护停堆。在此超设计基准事故下,对无应急措施和有应急措施两种状况下燃料元件壁温、空泡份额和平衡态含汽率等参数随时间的变化进行了分析。结果表明:事故后反应堆不干预的安全时间为9221 s;事故后900 s投入冲洗给水泵,能确保反应堆安全。     

竖直圆形通道周向均匀和非均匀加热临界热流密度实验研究

以混合堆次临界包层为研究对象,开展对竖直圆形通道的均匀加热和非均匀加热条件下的临界热流密度实验。基于均匀加热实验获得实验关系式,并通过数据统计规律的分析和与现有关系式的比较,验证本实验关系式的准确性和可靠性。以该实验关系式作为基础,比较周向非均匀加热效应对临界热流密度的影响。结果表明:偏心管形式的周向非均匀加热的临界热流密度受质量流速的影响不大,在低含汽率下低于均匀加热的预测结果,在高含汽率下高于均匀加热的预测结果;二者比值随含汽率呈线性关系。     

CNP1000核电站DNBR热工裕量分析

CNP1000核电站是我国正在进行概念设计之中的100万千瓦级核电站。为了提高核电站的可靠性、安全性和经济性。CNP1000核电站将要采用18个月长寿期换料和满足15％的线功率裕量的设计方案。本文同时进行了2775MW和3150MW两种堆型的DNBR热工裕量分析。WRB－2（改进版，简称WRB－2）临界热流密度关系式是西屋公司开发，美国NRC认可的可以用于核电站设计的临界热流密度关系式。该临界热流密度关系式比较适用于带中间小交混格架的燃料元件的DNBR分析。本文采用了WRB－2临界热流密度关系式计算NCP1000核电站的DNBR热工裕量，在计算的两种堆型中，都具有URD要求的15％的DNBR热工裕量。从安全和经济的角度出发，3150MW热功率的反应堆不但满足安全性的要求，而且更经济。     

空泡份额模型在矩形通道沸腾压降计算中的适用性评价

分析了各空泡份额模型随质量流量、系统压力及质量含气率的变化关系,并对各空泡份额计算模型在窄矩形通道内的应用进行了评价。研究结果表明:尽管空泡份额模型选取对重位压降及加速压降计算影响极大,但由于窄矩形通道内的饱和沸腾流动以环状流为主,重位压降及加速压降在两相总压降中的份额极小,因此在两相摩擦压降计算过程中,空泡份额模型的影响非常轻微。采用Zivi模型计算得到的沸腾摩擦压降与其他关系式计算值相对偏差在±5%范围内,因此建议采用Zivi模型计算窄矩形通道内空泡份额。     

垂直环形管中气—液两相流空泡份额的计算与实验研究

本文提出了环形通道中的空泡份额计算模型,并在实验数据基础上从模型得出了在较广参数范围内适用的空泡份额关系式,计算结果与实验数据符合较好;介绍了一种γ射线衰减法及“快速关闭阀门法”对同一环形通道中空泡份额的测量;分析了不同质量流速,不同容积含气率、不同流向时的流动情况及空泡份额值的变化规律。     

低压稳定流动闪蒸过程空泡份额分布特性分析

以低压自然循环系统内产生的闪蒸现象为研究对象,对闪蒸驱动的稳定两相自然循环流动阶段的空泡份额变化规律进行分析,通过分析发现上升段入口流体温度及水箱液位高度都会对流动闪蒸汽化过程的规律产生影响,使得空泡份额径向和轴向分布不一样。通过分析,得出影响汽化过程的主要因素是流体过热度,可知减小上升段入口流体过热度,闪蒸起始点会下移,闪蒸两相段变长;随着闪蒸汽化的不断进行,流体过热度逐渐减小,轴向空泡份额先迅速增加而后逐渐变缓,径向空泡份额分布由“壁峰”型衍变成“核峰”型。然后,然后基于流体当地过热度变化,拟合给出了不同工况下轴向空泡份额计算关系式,与实验数据对比符合较好,相对误差在±15%以内。      

强迫对流沸腾模型中的分布参数C0的新计算公式

强制对流沸腾在能源和加工工业中占有重要地位，在核电站中尤其重要。对于不同类型的压水堆，在启动过程、正常或者事故工况下冷却剂在管道内可能发生沸腾。粗略估计，此时的空泡份额甚至能达到0．9。本研究的目的是研究在上述热工水力条件下的两相流动模型。根据法国原子能委员会（CEA）在格勒诺布尔的氟里昂12（R12）回路上得到的实验数据发现，在大空泡份额情况下，流动特性近似于起泡的乳状液。此时，无论空泡份额多大，液相都保持连续的状态。在此结论基础上，我们为漂移流模型中的分布参数C0建立了一个新的求解模型，用低过冷、低空泡份额情况下R12回路的数据对该模型进行了校验，结果表明与高空泡份额下R12以及高压矩形通道内流体的沸腾实验数据非常吻合。     

5MW供热试验堆上空腔小破口失水事故模拟实验研究

本文给出了位于上空腔的中小尺寸管道破裂或安全阀意外开启引起的小破口失水事故实验研究。在实验中研究了系统压力、温度、空泡份额的变化和总失水量。结果表明总失水量约为初始装水量的百分之二十。这种事故对于清华大学核能研究所建造的低温供热堆是安全的。     

摇摆状态下矩形通道内弹状流压力模型

本文通过可视化方法对竖直与倾斜条件下矩形通道内弹状流单元的参数进行研究,尝试给出摇摆状态下矩形通道内弹状流压力模型。通过图像处理给出气弹段空泡份额以及两相速度的计算关系式,并验证漂移流模型在液弹段的适用性,给出弹状流单元的长度份额以及空泡份额的计算关系式。根据实验结果给出摇摆条件下矩形通道内弹状流压力组分的模型,并重点分析摩擦压降模型的适用程度。结果表明,弹状流压力模型可很好地预测摇摆条件下矩形通道内的压力。     

用空泡份额概率密度分布识别承压管道中两相流流型

用局部空泡份额概率密度分布识别流型是一种不可视管道内两相流流型识别的方法，这种流型识别建立在流型分类的直观物理意义之上，并避免了流速的影响。本文给出了用差压传感器信号进行承压管道中局部空泡份额概率密度分布分析，进而识别汽水两相流流型的研究成果，测量仪器装置简单、可靠性高。实验研究是在核供热堆热工水力学实验系统ＨＲＴＬ－５上进行的，试验工作压力为１．５ＭＰａ，工作温度１９０℃。     

无内热源有序饱和多孔介质通道内气液两相流阻力特性研究

对无内热源有序饱和多孔介质内蒸汽-水两相流阻力特性进行了实验研究,在多孔介质通道内蒸汽-水两相受力分析的基础上,结合实验数据,得到了多孔介质内空泡份额及气液两相相间作用关系式,通过分析热工水力特征参数和多孔介质几何特征参数对两相流阻力特性的影响,得到了多孔介质内蒸汽-水两相流阻力关系式。结果表明,本文提出的两相流阻力关系式计算结果与实验结果符合良好,且优于其他关系式。本研究结果为进一步开展含内热源多孔介质内气液两相流阻力及传热特性研究提供了实验技术及理论依据。     

竖直矩形窄流道内空泡行为对压降的影响特性

对竖直矩形窄流道内的沸腾流动开展可视化实验研究,以探讨空泡行为对压降的影响特性。研究发现:在相同热工参数下,窄流道内的大量汽泡产生(OSV)点会早于常规流道出现。基于实验研究结果建立了计算窄流道内真实干度和空泡份额的关系式。窄流道内的空泡行为对压降有着重要的影响,且汽团形成会很容易造成窄流道的阻塞;然而,流道出口空泡份额的增加并不会导致总压降的单调性增加。     

较大管径中两相流动漂移流模型研究

漂移流模型作为一种简单实用的模型，在反应堆热工水力及安全分析，特别是在空泡份额的计算方面，应用非常广泛。针对不同的通道及流型，研究者提出了多种基于漂移流模型的计算方法。通过较大通道中两相流动过程的实验研究，对5种空泡份额计算模型进行评价分析。结果表明，基于常规通道的Hibiki-Ishii模型与实验值吻合较好，平均相对误差为14.1%。结合对气泡运动过程的研究，发现在〈J_g〉β<0.027区，分布参数C₀<1，据此，给出了在较大管径通道中计算精度更高的模型关系式。     

摇摆运动对窄通道内汽液界面参数的影响

对摇摆运动下矩形窄通道内的过冷沸腾流动进行实验研究,通过数字图像处理技术计算出空泡份额和界面面积浓度等界面参数的变化规律,并分析影响界面参数波动的主要因素。实验结果表明,矩形窄通道内汽液界面参数受摇摆运动影响产生周期性波动,且波动周期与摇摆运动周期相同。摇摆运动下空泡份额和界面面积浓度的波动主要受汽泡等效直径变化的影响。