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在压力p=23~28 MPa、质量流速G=350~1 000 kg/(m2•s)、热流密度q=200~1000 kW/m2的试验参数范围内,对2×2棒束内超临界水的传热特性进行了试验研究。试验得到了加热管周向壁温分布规律,并就出现周向温度差异的原因进行了分析。此外,给出了压力、质量流速及热流密度等系统参数对平均传热特性的影响,分析了低质量流速下出现的传热恶化现象。试验结果表明:加热管周向壁温并不均匀,边角子通道壁温最高,中心子通道壁温最低,周向壁温的高低与横截面流通面积的不均匀性紧密相关。随着热流密度的提高或质量流速的降低,超临界水的传热受到抑制,当q/G增大到一定程度时,棒束内发生传热恶化。 相似文献
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针对抗振条-传热管大间隙的4跨传热管直管束开展了流致振动试验研究。传热管束转角正三角形排列,3处抗振条将直管束分为4跨,中间其中1跨的局部区域受到横向流体的冲刷。试验测试获得了管间流速在3.3~14.7 m/s区间内传热管振动位移和振动频率响应特性。结果表明,随着管间流速逐渐增大,传热管在来流方向和升力方向的振动频率依次增大,传热管的振动模态从抗振条1处有效支撑、2处未有效支撑的状态,转换为3处抗振条均有效支撑的状态。试验观测到传热管流弹失稳,其临界流速为14.5 m/s,与5种经验关系式预测结果的对比表明,Chen关系式能较好地预测流弹失稳的发生,预测结果较保守,与试验值间的相对偏差为21.4%。 相似文献
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《原子能科学技术》2020,(7)
针对抗振条-传热管大间隙的4跨传热管直管束开展了流致振动试验研究。传热管束转角正三角形排列,3处抗振条将直管束分为4跨,中间其中1跨的局部区域受到横向流体的冲刷。试验测试获得了管间流速在3.3~14.7 m/s区间内传热管振动位移和振动频率响应特性。结果表明,随着管间流速逐渐增大,传热管在来流方向和升力方向的振动频率依次增大,传热管的振动模态从抗振条1处有效支撑、2处未有效支撑的状态,转换为3处抗振条均有效支撑的状态。试验观测到传热管流弹失稳,其临界流速为14.5 m/s,与5种经验关系式预测结果的对比表明,Chen关系式能较好地预测流弹失稳的发生,预测结果较保守,与试验值间的相对偏差为21.4%。 相似文献
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双弹性管流固耦合振动的数值模拟 总被引:2,自引:2,他引:0
为研究反应堆结构中诸如燃料棒、蒸汽发生器和其他换热器等管束类结构的流固耦合振动问题,利用有限体积法离散大涡模拟的流体控制方程及有限元方法离散结构动力学方程,结合动网格技术,建立了三维流体诱发弹性管束振动的数值模型,实现了计算结构动力学与计算流体力学之间的双向耦合。得到横流作用下单管的振动响应,并与已有的实验数据比较,证明了本文模型的合理性;对横流作用下的两串列管、两并列管的流固耦合振动进行了数值模拟,着重研究了节径比为1.2、1.6、2、3、4的两弹性管在不同流速作用下的动力学响应及流场特性;得到串列管、并列管的临界间距与临界流速。 相似文献
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在西安交通大学超临界传热试验台上研究了超临界压力下水在方形环腔中垂直上升的传热特性.试验压力23~25 MPa;质量流速500~1 200kg/(m~2·s);热流密度200~800 kW/m~2;工质进口温度300~400℃.试验结果表明:带绕丝固定的方形环腔结构在高质量流速低热负荷的情况下,在拟临界区域传热会得到强化,而在低质量流速高热负荷的情况下,会发生传热恶化现象;较低的超临界压力下会有更加突出的传热强化表现,但是传热恶化会提前发生,并且更加剧烈,因此较高的超临界压力意味着安全性更高. 相似文献
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垂直上升圆环形通道内超临界压力水的传热特性 总被引:1,自引:0,他引:1
在压力P=23~28 MPa、质量流速G=350~1000 kg/(m2.s)、外壁面热流密度q=200~1000 kW/m2的试验参数范围内,对垂直上升圆环形通道内超临界压力水的传热特性进行试验研究。分析q、P、G、螺旋绕丝对传热特性的影响,比较有、无绕丝结构时出现的两种传热恶化。试验结果表明:提高G或降低q都可以强化超临界水的传热;在不同的传热类型下,P对传热特性有不同的影响;螺旋绕丝具有很好的局部强化传热作用,并且可以推迟在高热流密度、低质量流速下发生的传热恶化。 相似文献
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含绕丝2×2棒束内超临界水传热试验研究 总被引:1,自引:1,他引:0
以超临界水冷堆燃料性能验证试验为背景,对带有螺旋绕丝的2×2棒束内超临界水的传热特性进行了试验研究。试验参数范围为:压力23~28 MPa,质量流速400~1 000 kg/(m2•s),壁面热流密度200~1 000 kW/m2。通过试验,获得了加热管周向壁温的分布规律,并分析了热流密度、质量流速、压力、螺旋绕丝对壁温和换热系数的影响。研究结果表明,加热管周向壁温呈现非均匀、非对称分布的特性,最高壁温出现在边角子通道或螺旋绕丝覆盖的位置。在拟临界区,换热系数随热流密度的升高或质量流速的降低而迅速减小,而随压力的变化较微弱。相对于光滑2×2棒束,螺旋绕丝不仅改变了周向壁温分布规律,同时也提高了平均换热系数。 相似文献
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基于类三角形子通道超临界水的传热试验,建立了超临界水冷堆三角形子通道物理模型。采用雷诺应力湍流模型SSG,在压力为23~28 MPa、质量流速为700~1300 kg/(m2•s)、热流密度为200~1000 kW/m2参数范围内,对棒径8 mm、栅距比为1.4的子通道内超临界水流动与传热特性进行了数值研究。分析了系统参数对流动和传热特性的影响,对比了不同焓区的二次流特性。结果表明:采用SSG模型对超临界水冷堆三角形子通道内流动传热的CFD模拟结果与试验数据较吻合。质量流速越高,传热能力越强;子通道换热系数峰值随压力的提高而减小;热负荷越高,内壁温度越高;在大比热容区换热系数峰值随热流密度的增大而明显减小,传热存在恶化趋势。超临界区子通道内在与主流垂直方向形成了明显的二次流,存在6个对称的漩涡,二次流速最大值出现在子通道窄缝区间隙。通道内不同焓区二次流结构相似,但二次流强度随焓的提高而增大。 相似文献
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倾斜内螺纹管中亚临界及超临界压力汽-液传热特性研究 总被引:2,自引:1,他引:1
在p=9~28MPa,G=600~1200kg/(m2ˇs),q=200~600kW/m2的工况范围内,研究了φ38.1×7.5mm倾斜上升内螺纹管(水平倾角α=19.5°)中亚临界以及超临界汽-液的传热特性。试验结果表明在亚临界压力区,内螺纹管有效地抑制了膜态沸腾的发生,但近临界压力区内螺纹管传热强化作用减弱;超临界压力区内螺纹管的传热良好;工程设计时要保证足够的管内最小质量流速;文中还给出了临界质量流速的试验关联式。 相似文献
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为掌握全长范围内的燃料棒振动响应特性,以用于燃料棒微动磨损寿命分析,本研究运用计算流体动力学(CFD)方法,对燃料组件典型栅元的湍流激振进行数值模拟分析,并通过棒表面的瞬态脉动压力分布开展不同夹持力下的单棒瞬态动力学分析。研究表明:格架上游的截面平均湍动能约为0.1 m2/s2,格架临近出口位置湍动能达到峰值的0.65 m2/s2,格架的存在显著增强了流场的湍流强度,这是造成燃料棒湍流激振的主要原因;通过瞬态动力学分析确定了均方根振幅最大的定位格架位置,并建立了该格架的均方根振幅和振动速度随夹持力变化的关联式。本研究将为后续微动磨损理论计算及实验验证奠定基础。 相似文献
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详细介绍了在沸腾通道内部发生汽液两相流水动力不稳定性而出现周期性密度波型脉动时,脉动流动过程中瞬态和时均传热系数的实验研究结果。实验在以水为工质、以螺旋管作沸腾蒸发试验段的中低压闭式循环系统上进行,试验参数范围为:压力p=05~35 MPa,质量流速G=200~2 100 kg/(m2·s),工质进口过冷度ΔTsub=20~90 ℃,试验段壁面热负荷qw=0~540 kW/m2,密度波脉动的周期为T=125~14 s,且主要集中在4~10 s范围内。对密度波脉动过程中瞬态及时均传热系数和其它主要参数的基本特征与变化规律作了分析和描述,提出了表征密度波脉动传热的新的特征准则数和传热系数计算式。 相似文献
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《核动力工程》2016,(4):15-18
蒸汽在安全壳内壁面上的冷凝是事故发生后安全壳内的气体向壳壁传热的主要方式,是影响钢制非能动安全壳压力响应的重要因素。针对事故后核电厂安全壳内的事故工况条件,在较宽的参数范围内开展了蒸汽冷凝传热过程的试验研究。试验压力为0.11~0.5 MPa(d),主流空气质量分数为29%~78%、壁面过冷度为26~60℃,混合气体平均流速0.4~1.9 m/s。试验结果表明:在0.9 m/s以下的低流速范围内,试验数据与经验关系式的计算结果符合较好;流速高于0.9 m/s时,流速成为影响含有不凝性气体的蒸汽凝结传热的主要因素之一;主流空气质量分数较低时,流速对含有不凝性气体蒸汽冷凝的传热系数的影响更加显著;对于伴有蒸汽冷凝的对流换热过程,由自然对流向混合对流转变的判据与单相对流换热过程不同。 相似文献