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在空泡物理和自然循环重点实验室氟里昂热工实验装置上进行了CHF实验 ,实验段为9 5×1 0mm元件管组成的 4× 4棒束 ,并对其开展了 4× 4棒束CHF流体模化研究。在压力 1 5 9~ 2 73MPa、质量流速 4 88~ 2 0 80kg (m2 ·s)、临界含汽率 -0 2 0~ 0 3 0的工况范围内 ,采集了 1 70个 4× 4棒束CHF实验数据 ,并与压力 9 9~ 1 6 2MPa、质量流速 2 74~ 1 4 73kg (m2 ·s)、临界含汽率 -0 2 0~0 3 4工况范围内 ,以水为工质相同棒束实验段内的 2 0 6个棒束CHF实验数据进行比较 ,发现Ahmad补偿失真模型、张振杰模型和Stevens Kirby模型在上述工况范围内不再适用于棒束CHF的模化 ,这些模型的预测偏差均大于 2 0 %以上 ,而且棒束CHF模化的流量模化因子k明显地受压力、质量流量和入口含汽率的影响。据此提出适用于上述工况范围内 4× 4棒束CHF模化的流量模化因子k的关系式 ,其CHF预测偏差在± 1 5 %以内 ,均方根误差为 7 0 5 %。 相似文献
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二次侧非能动余热排出(ASP)系统是压水堆核电厂应对全厂断电事故的重要措施之一。为研究ASP系统的运行特性,设计建造了ASP系统试验装置(ASPTF)。在ASPTF上开展了ASP系统运行稳定性影响试验,并对试验结果进行了理论分析。试验研究与理论分析结果表明:低压低功率下ASP系统中出现流动不稳定性;增加蒸汽管线或回水管线阻力系数可抑制ASP系统出现流动不稳定性;降低加热功率时ASP系统更易出现流动不稳定性;主泵运行状态影响ASP系统的输入功率进而影响系统的流动不稳定性。 相似文献
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在热工水力实验中普遍使用电加热元件替代核燃料元件。然而 ,由于两者在结构以及材料热物性等方面存在差异 ,在稳态时核燃料元件与电加热元件的温度分布和储能不同 ,而在瞬态过程中两者热工水力响应不同。针对这一情况 ,首先分析了电加热元件与核燃料元件结构和热物性不同对实验的影响 ,然后介绍了减少这种差别的一种可行方法———功率控制法 ,同时指出了该方法的局限性 相似文献
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引 言流道几何尺寸影响到流动沸腾换热的特性 ,窄缝内的气泡动力学特征与非窄缝有很大差异 .工程技术中有许多场合应用到窄缝流动特性[1] .Rizwan Uddin等[2 ] 对单热流和双峰热流的两相流进行了稳定性分析 ,发现热流对稳定性边界图影响不大 ,而对入口过冷度等系统参数影响较大 .Yoshida等[3,4 ] 对各种工质的单管和双管内热虹吸进行了研究 ,发现单管和双管内的热虹吸及传热、流型等存在很大差异 .单面及双面加热时应该和热虹吸管内情况较类似 ,但还未见关于矩形窄缝流动沸腾单双面气泡动力学问题的研究报道 . 在长期科研实践中 ,得到… 相似文献
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二次侧非能动余热排出(ASP)系统是国内二代加型百万千瓦级压水堆核电厂应对全厂断电事故的重要改进项。为获取ASP系统的启动特性,基于比例模化方法设计建造了ASP系统试验装置。试验结果获取了不同因素对ASP系统启动特性的影响。结果表明:蒸汽发生器二次侧水装量与ASP系统隔离阀动作时间对ASP系统的启动特性影响较小;ASP系统的流量随蒸汽管线与回水管线阻力系数的增大而降低;蒸汽释放阀(VDA)的往复开启引起自然循环流量的波动,当VDA关闭后自然循环可恢复至稳定状态;换热管内初装水的水量影响ASP系统初始流量峰值;所有试验工况中均建立了稳定的自然循环。 相似文献
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