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为保障核承压热交换器的安全运行,采用数值模拟以及软件计算相结合的方法,对核承压热交换器两相流流致振动现象及减振措施进行了探究。研究结果表明:基于流致振动发生机理,热交换器横流速度、固有频率、卡门旋涡脱落频率以及紊流抖振频率为重点分析因素;由公式得出流量、换热管直径、换热管壁厚、管束排列等对流致振动有直接影响,无支撑跨距是影响管束流致振动较大因素;最易发生流致振动的部位包括入口区域、出口区域、折流板缺口区域以及无支撑跨距大管束;设计中,应在流量、换热管直径、壁厚、无支撑跨距、管束排列及入口防冲挡板设置等方面优化,以减小流致振动危害。 相似文献
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《核动力工程》2017,(2):38-42
为研究实验段振动对管内两相流局部参数变化的影响,利用电导探针技术对振动状态下局部两相流特性参数包括空泡份额、气泡直径和界面浓度进行了测量。实验首先在静态工况下进行,通过固定在实验段上方的偏心轮转动获得振动工况。实验段振动周期保持在0.5 s,偏心轮提供的振动幅度分别为4.8 mm、9.5mm和15.8 mm。实验结果表明,振动对环管内气-水两相流局部时均参数分布影响很小。但振动引起的附加惯性力作用使两相流局部参数径向分布在实验段振动周期中发生明显变化,而且局部参数的变化幅度随实验段振幅的增加而显著增大。在含气率较低的流动工况,当振幅增大到15.9 mm时振动工况下径向空泡份额峰值较静态工况下的空泡份额峰值的增量可以达到70%。但振动对局部流动参数的影响随气流量增大而降低。 相似文献
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管束流致振动分析的有限元方法 总被引:2,自引:2,他引:2
对流体中管束的振动问题提出一种新的分析方法,它克服了Galerkin方法在解决具有复杂边界条件的管束的流致振动时遇到的困难及有限元方法在计算流体弹性力时对有限元网格划分要求过于严格的不足。本方法与通用的结构分析有限元和谐结合,能解决工程中复杂的流致振动问题。 相似文献
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反应堆堆内构件流致振动试验的极值载荷分析 总被引:2,自引:1,他引:1
应用极值载荷分布法分析了泰山600MW核电站反应堆堆内构件流致振动试验的实例载荷,得出的设计寿命期40年内,流致振动对堆内构件疲劳寿命的影响可以忽略不计,同时为堆内构件流致振动试验时间的确定,提供了有价值的参考数据。 相似文献
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在压水堆LOCA(Loss of Coolant Accident)事故之后,高能管道流体喷射冲击导致破口附近的保温层等材料破裂为碎片。这些碎片随流体在安全壳内传输并在地坑滤网沉积形成碎片床,阻碍应急堆芯冷却系统的正常运行。部分碎片可能旁通滤网进入反应堆压力容器,从而引起一系列的效应。该问题被称之为GSI-191(Generic Safety Issue-191)问题。为解决GSI-191问题,首先需要确定破口附近产生的碎片量。当前研究基于ANSI/ANS58.2-1988标准和等效体积球体模型,自主开发了喷射冲击影响区域计算工具JETZOI。采用该工具计算获得的NEI(Nuclear Energy Institute)算例的喷射轮廓和等压线与美国核管会(United States Nuclear Regulatory Commission,U.S NRC)的结果符合很好,从而实现了对NEI算例的成功复现。进一步进行了不同滞止工况的敏感性分析。分析结果表明,在相同的滞止压力下,流体温度的升高将导致影响区域破坏半径的减小和碎片量的减少。因此在开展喷射冲击试验获得影响区域的破坏半径时,应当保守选取冷段双端断裂作为极限工况以使喷射冲击产生的碎片量最大。 相似文献
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温度对液体闪烁体效率的影响 总被引:1,自引:1,他引:0
用双管液体闪烁符合计数法测定了温度对6种常用液体闪烁体效率的影响。在2℃时,实验观测到一些闪烁液的^3H符合计数效率比室温下降2.9%-5.9%,另一些则增加7.5%,最高可增加60%以上。EMI9635QB型光电倍增管的热噪声计数率下降到室温时的1/4-1/3。 相似文献
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流致振动引起的组件相互碰撞以及流体持续冲刷导致的结构疲劳损伤,会威胁堆芯安全,有必要对快堆组件开展流致振动行为的研究和评价。采用有无固定凸台约束两种方式都会给组件的振动特性带来一定的不确定度。为研究凸台约束对快堆组件流致振动特性的影响,定量评价有无固定凸台约束对组件振动特性带来的不确定度,本文采用实验方法研究了组件上端自由和有0.3 mm间隙的固定凸台约束两种条件下组件的流致振动特性。实验结果表明,组件在有无固定凸台约束条件下最大振幅均方根(RMS)间的相对偏差为6.1%,对于最靠近凸台处测点的幅值,有无凸台约束的最大振幅RMS间的相对偏差为17.4%。本文实验结果对该种复杂支撑条件下组件流致振动行为的分析与评价具有一定的参考价值。 相似文献