垂直上升管内对流沸腾瞬态数值模拟及其两相流不稳定性预测

核电站蒸汽发生器二次侧为两相对流沸腾换热过程,在设计过程中须保证其不发生两相流不稳定性。本工作采用时域法对垂直上升管内两相流不稳定性进行研究,建立了垂直上升直管内流动沸腾过程的一维模型,并编制计算程序。采用该程序模拟了流动沸腾过程气液两相流密度波的不稳定性,给出两相流波动过程瞬态参数分布,由此分析了密度波不稳定发生的机理,并分析了质量流速、系统压力、入口过冷度对不稳定的影响。结果表明,与已有实验及理论结果相比,瞬态参数计算结果与实验结果符合较好,可较好找到不同工况下直管内气液两相流发生不稳定的边界,结果优于Khabenski线算图方法。     

管束间两相流的流场及流动特性计算方法研究

利用流体力学数值计算软件FLUENT,基于混合物模型对气-液两相流体绕等间距排列圆管流动进行数值模拟,得到不同工况中心圆柱的升阻力时程和整个计算域的流动特性。通过计算发现,对于气-液两相流绕等间距排列圆管流动而言,中心圆柱的升阻力均方值、极值和旋涡脱落频率均随着雷诺数增大而增大。并通过实验对模拟结果进行比较,验证了模拟结果的合理性。     

蒸汽发生器传热管束过冷沸腾区两相流动数值模拟

基于两流体欧拉数学模型结合RPI壁面沸腾模型,利用大型商用CFD软件ANSYS CFX 12.0对蒸汽发生器传热管束过冷沸腾区一次侧、壁面和二次侧耦合传热过程进行了数值模拟。研究了三叶梅花孔支撑板和不同入口过冷度条件下蒸汽发生器传热管束内的流动沸腾现象,得到一、二次侧流场与温度场,二次侧空泡份额分布,支撑板梅花孔局部的流动状况及不同入口过冷度对蒸汽发生器热工水力特性的影响。数值模拟结果表明,三叶梅花孔支撑板的存在及不同入口过冷度对蒸汽发生器传热管束过冷沸腾区域的热工水力特性影响显著。     

基于两流体模型的流动沸腾瞬态数值模拟程序

基于两流体模型与固壁非稳态导热模型,结合相关关联式组合,建立了流道内流动沸腾传热的瞬态数值模拟程序。通过不同入口瞬态下流道两相流动沸腾过程的算例计算分析,确认了程序进行流动沸腾瞬态模拟的能力。通过对不同固壁加热条件下流动沸腾行为的算例计算,检验了该程序进行流壁耦合行为模拟的功能。程序可进一步向系统分析程序和子通道程序发展。     

多孔介质通道内两相流动特性实验研究

设计并搭建各向同性的多孔介质颗粒无序堆积的实验平台,针对由直径分别为60、70 mm的有机玻璃圆管和2、4、6、8 mm的不锈钢圆球所组成的多孔介质通道开展氮气-水两相工况下通道内流动特性的实验研究。实验结果表明,在液体流量一定的情况下,实验段压降随管径的增大而减小,随颗粒直径的减小而增大,随气相流量的增大而增大;在管径一定的情况下,实验段压降随颗粒直径的增大而减小。通过拟合获得了本实验条件下的两相压降关联式。     

多孔介质通道内气-液两相流动阻力特性实验

基于新型水冷球床反应堆,以水和空气为工质,分别在直径为2、5、8 mm的玻璃球填充圆管形成多孔介质通道中,对竖直向上气-液两相流动阻力特性进行了实验研究.结果表明,阻力压降随着气液流量的增加而增大,并且与流型存在一定的对应关系;在相同流动条件下,颗粒直径和孔隙率对压降有明显影响.结合实验所得的234组实验点,对两类阻力...     

非均匀加热蒸发管内两相流动不稳定性数值分析

针对蒸发管非均匀加热工况,采用包含水平、倾斜上升、垂直上升和垂直下降流动的优化内螺纹管,建立了基于均相流模型的蒸发管数学模型,采用时域法模拟了蒸发管内两相流动不稳定性。计算了不稳定发生时,进口流量在各时间点的数值,并与Siemens公司的计算结果进行了对比,结果符合良好,表明本文采用的数学模型和数值方法在模拟两相流动不稳定性上具有一定的可靠性。分析了系统参数对两相流动不稳定性的影响,并与均匀加热工况进行了比较。结果表明:非均匀加热工况系统参数影响规律与均匀加热工况具有相似性,增加进口压力或进口流量系统的稳定性提高;减小进口阻力系数或增大出口阻力系数系统的稳定性降低。     

含内热源多孔介质通道内流动沸腾两相压降的预测

为预测含内热源多孔介质通道内流动沸腾的两相阻力压降,以Ergun方程为基础,定义了多孔介质通道的Chisholm参数Y和全液相折算因子Φ_l0。通过理论分析和实验数据测量,明确了出口质量含气率x_e、质量流速G和小球直径d等对参数Y和Φ_l0的影响,并提出1个Lockhart-Martinelli（L-M）类型的两相阻力压降关系式。与文献中的其他公式相比,本工作提出的公式对实验结果能做出更好的预测。     

带定位格架棒束通道内两相流型研究

在空气-水两相流动工况下,将RBI光学探针测得的时序波形和目测相结合,对AFA-2G 33定位格架组成的棒束通道内存在的两相流型进行了识别。通道水力当量直径为8.98mm,元件的棒径为9.5mm,栅距为12.6mm,棒壁距为2.65mm。液相和气相表观速度范围分别为0.40-2.69m/s,0.02-2.99m/s。试验获得了流型图。结果表明,定位格架结构,特别是交混叶片对定位格架附近区域两相流型变化有重要影响,在棒束通道内的同一截面上存在不同种类流型。     

双探针两相流测量机理的数值模拟

基于流体体积函数(VOF)模型,通过用户自定义标量方程(UDS),建立电导探针测量气-液两相流参数的基本模型。采用所建立的模型对垂直圆管气-液两相流双探头电导探针测量过程进行模拟,得到气泡流动过程中探针外部空间的电场分布。模拟结果显示:气泡通过探针时会引起的电流电压的巨大变化;电流电压分布不受噪声信号、气泡形状变化以及电流电压信号响应滞后的影响。通过模拟得到,当气泡经过探针时会产生电流和电压的近方波信号,该结果能真实反映探针测量气-液两相流的基本过程。     

两相流作用下管束流致振动的3个关键力学问题

换热装置中的管束在流体力作用下会产生流致振动,过度的流致振动会导致换热器部件的损坏。尤其是核蒸汽发生器的U型弯管段处于两相流作用下,由于两相流和管束结构的复杂性以及两相流与复杂管束的强耦合作用,在研究两相流作用下的管束流致振动问题时,存在以下3个关键力学问题及难点:两相流力学模型的建立;流致振动关键动力学参数的获取;两相流流致振动机理的研究。将针对以上3点问题对管束两相流流致振动的研究进展进行综述和讨论,并提出待解决的问题。     

7棒束紧密栅元流体流动传热数值研究

紧密栅元内的流体流动传热研究对高转化比反应堆燃料组件的优化有十分重要的意义。本文采用CFD方法对7棒束紧密栅元棒束通道内流体流动传热现象进行了数值模拟,并与7棒束紧密栅元内氟利昂流体传热的实验结果进行对比分析,详细分析了定位格架对棒束内流体传热流动的影响。结果表明：数值计算所得的非加热棒的壁面温度和实验吻合良好,定位格架的存在对其下游流体流动、棒束最高温度分布及交混系数有明显的影响,棒束某些位置因流动滞止导致温度大幅上升,在设计中应加以注意。     

蒸汽发生器一级汽水分离器两相流动数值模拟

采用计算流体力学方法并采用非结构化网格和多块网格技术对流动区域进行了网格划分,用两相流模型对蒸汽发生器一级汽水分离器两相流动进行模拟,得到了汽-液两相流动细节,将出口蒸汽干度与蒸汽发生器热工水力专用计算程序计算结果进行比较,吻合良好.     

Numerical Simulation of Fluid Flow and Heat Transfer of Supercritical Fluids in Fuel Bundles

A supercritical water-cooled reactor (SCWR) was proposed as a kind of generation IV reactor in order to improve the efficiency of nuclear reactors. Although investigations on the thermal-hydraulic behavior in SCWR have attracted much attention, there is still a lack of CFD study on the heat transfer of supercritical water in fuel channels. In order to understand the thermal-hydraulic behavior of supercritical fluids in nuclear reactors, the local fluid flow and heat transfer of supercritical water in a 37-element fuel bundle has been studied numerically in this work. Results show that secondary flow appears and the cladding surface temperature (CST) is very nonuniform in the fuel bundle. The maximum cladding surface temperature (MaxCST), which is an important design parameter for SCWR, can be predicted and analyzed using the CFD method. Due to a very large circumferential temperature gradient in cladding surfaces of the fuel bundle, the precise cladding temperature distributions using the CFD method is highly recommended.     

蒸汽发生器二次侧汽液两相流数值模拟

以大亚湾核电站蒸汽发生器为原型,在相似原理的指导下,建立了蒸汽发生器“单元管”三维物理模型,采用Particle模型和热力学相变模型,并基于CFX软件实现了蒸汽发生器二回路侧两相流流动与沸腾换热特性数值模拟。计算结果表明：满负荷运行时,沿传热管高度升高,蒸汽发生器的传热系数及截面含汽率均呈上升趋势,其平均传热系数的数值模拟结果与Rohsenow经验关联式计算结果间的误差为8.4%,出口质量含汽率与大亚湾核电站实际运行参数相符。热相变模型在蒸汽发生器两相流数值模拟中的成功应用,可为蒸汽发生器热工水力的准确分析提供参考。     

非稳态流体力作用下两相流管束流弹失稳研究

流弹失稳会引起传热管振幅过大而发生磨损破坏,是两相流作用下蒸汽发生器管束流致振动的重要机理。为了较为准确地预测两相流作用下圆柱管的失稳临界流速,对试验测量的两相流非稳态流体力进行参数拟合,建立了气-水两相流作用下单管的动力学模型。通过无量纲化,运用Galerkin方法对方程变量进行离散后,联立求解方程得到了不同空泡份额的临界流速。数值结果表明,数值解与试验测得失稳临界流速较为吻合,验证了该模型可用于两相流传热管临界流速的预测。      

MIPR堆芯模拟体气-液两相试验工况下流动与传热特性的数值模拟

针对医用同位素生产堆(MIPR)堆芯试验模拟体气-液两相试验工况,选取模拟体的1/20作为计算对象,采用非结构化网格方法进行模型网格划分,运用CFD技术进行数值模拟计算研究,同时,对其流场、温度场分布状况及传热特性等进行了分析.计算结果与试验结果的比较分析表明,两者吻合较好.     

蒸汽发生器二回路两相流模拟实验装置

由计算机控制的模拟实验台架,是根据压水堆核电站(主要针对秦山核电站)蒸汽发生器的热工参数设计的模拟蒸汽发生器二回路侧热工参数试验的实验台.它可以作为试验平台,用于蒸汽发生器缓蚀剂的动态试验和金属材料的腐蚀考验,促进各种新型缓蚀剂和金属材料在蒸汽发生器中的应用研究的开展.