基于遗传神经网络方法的流动不稳定起始点研究

利用遗传神经网络(GNN)方法分析窄矩形通道内流动不稳定起始点(OFI),并检测其热流密度随各个系统参数的变化。检测结果显示,GNN的预测结果与实验值符合良好,误差在±10%范围内。进一步通过GNN模型预测各个系统参数对OFI的影响。结果显示:OFI点的热流密度随着系统压力、入口过冷度、质量流速的增加而增大;系统压力对OFI点热流密度的影响小于质量流速的影响,小于入口过冷度的影响。     

矩形通道干涸点传热特性试验研究

在中国核动力研究设计院流动传热基础试验平台上进行了矩形通道干涸点传热试验。通过对各种热工水力参数的试验研究,得出结论:(1)随着进口含汽率的增加,干涸点热流密度减小,含汽率增加,壁面温度降低,传热系数减小;(2)随着质量流速的增大,干涸点热流密度增大,含汽率减小,壁面温度升高,传热系数增大;(3)随着系统压力的升高,干涸点热流密度增大,含汽率增加,壁面温度升高,传热系数增大。由试验数据与现有经验关系式的比较,发现这些关系式适合中高压、中低质量流速工况,而对低压、高质量流速工况存在较大的偏差。在古塔杰拉奇关系式的基础上,引入矩形通道尺寸和进口焓等影响传热的因素,得出了适用于矩形通道的干涸关系式。关系式与试验数据吻合良好。     

管径与倾角对管束外含空气蒸汽冷凝传热影响研究

通过对不同管径和倾角的3×3管束开展管外含空气蒸汽冷凝试验,研究了传热管管径和倾角影响管束外含空气蒸汽冷凝传热的基本规律。结果表明:管径和倾角的影响在不同压力范围内具有明显差异。在压力0.8 MPa以下,冷凝传热系数总体随管径和倾角的减小而增大,管径12 mm、0°倾角传热管的冷凝传热系数较管径19 mm、90°倾角的冷凝传热系数最大可增加29%。在压力0.8 MPa以上,冷凝传热系数随管径的减小而减小,最大可降低18%;随倾角的减小先减小后增大,在约60°倾角时,冷凝传热系数最小。      

几何参数对含空气蒸汽冷凝影响的数值分析

含空气蒸汽冷凝是反应堆失水事故时安全壳内重要的热工水力现象。已有研究多关注气体压力、温度等热工参数对传热特性的影响,而对几何参数的影响及其作用原理分析较少。采用三维CFD数值模拟方法,基于扩散边界层冷凝机理模型研究了管径(4~60 mm)、管长(0.1~7 m)及倾角(0°~90°)对含空气蒸汽冷凝传热特性的影响。结果表明,管径、管长及倾角均对含空气蒸汽冷凝传热特性有显著影响。平均冷凝传热系数随管径的增大而减小;随管长的增长先减小后增大,3 m左右达到最小值;随倾角的增大而增大。局部冷凝传热系数沿管长方向先迅速减小后缓慢增大。倾斜布置时,迎流面产生明显传热强化,向两侧逐渐减弱,背流面存在一定的传热抑制。     

超临界水冷堆类三角形子通道流动传热特性研究

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。     

棒束内超临界水传热实验研究

在中国广核集团有限公司和上海交通大学共建的超临界水多功能实验装置上,针对两种不同节径比(P/D)的棒束通道开展了超临界水流动传热实验,获得了传热实验数据,观测到了通道内棒束间明显的周向温度不均匀现象和定位格架导致的传热强化现象。通过对各种热工水力参数的实验研究,得出超临界水流动传热结论:随热流密度的增加,传热系数逐渐减小,棒束壁温周向不均匀程度逐渐增加;随质量流速的增加,传热系数逐渐增大,棒束壁温周向不均匀程度逐渐减小;随压力的逐渐升高,传热系数少许降低;随P/D的减小,棒束通道内的传热明显增强。     

HRTL-5自然循环稳态特性

基于一维两相四方程漂移流模型,采用数值模拟的方法对5MW低温核供热堆热工水力模拟回路（HRTL-5）的自然循环稳态特性进行模拟,分析了HRTL-5自然循环流量特性及其参数效应。结果表明：1)漂移流模型比均相流模型更适用于HRTL-5;2)当系统压力为1.5MPa时,系统自然循环流量随加热热流密度的升高而增加;3)当系统压力为0.5MPa时,系统自然循环流量随加热热流密度的升高先增加后减小;4)自然循环流量随加热段入口欠热度的升高而减小;5)当加热热流密度较低时,〖JP3〗系统自然循环流量随压力的升高而减小,当加热热流密度较高时,系统自然循环流量随压力的变化呈现复杂状况。     

垂直向上流动通道内环状流干涸点的理论研究

本文基于分离流模型,建立了垂直向上流动环形通道内环状流的三流体模型,并对干涸点进行了数值模拟.比较计算结果和实验结果,发现两者符合较好.结果显示:当干涸点发生在内管并且外管热流密度不变时,临界含汽率随曲率和间隙的减小而增大,当干涸点发生在外管且内管热流密度不变时,情况相反;对于固定的间隙,当外管内径大于20 mm时,或间隙小于0.5 mm时,压力和质量流速对临界含汽率的影响非常微弱.     

中低压条件下矩形窄缝通道两相流动传热试验研究

在中低压条件下,对矩形窄缝通道两相流动传热进行试验研究,分析两相流动传热的变化规律,拟合出饱和沸腾传热系数计算关系式,并采用简化的一维分析方法对两相压降进行分析计算。试验结果表明:在相同热平衡含汽率(x)情况下,两相流动压降随系统压力(p)的降低而增大,随系统流量的增大而增大的变化规律;p越低,两相流动压降随x的增加而增大越剧烈;流量越大,两相流动压降随x的增加而增大越剧烈。通过数据回归方法得到汽相湿周长比例因子F并拟合了计算关系式,其计算值与试验值符合得较好。矩形窄缝通道内饱和沸腾平均传热系数受p、质量流量及热流密度的影响较大。     

曲率对竖直向上环形狭窄通道内环状流特性的影响

基于三流体分离流模型,以液膜质量、动量和能量守恒方程为基础,结合汽芯动量方程,对双面加热垂直向上流动环形狭窄通道内环状流特性进行数值模拟。将计算结果与实验结果相比较,两者符合较好。通过数值模拟,分析了曲率对环状流特性的影响,得到了曲率对液膜厚度、液膜内温度、液膜内速度、临界热流密度等的影响曲线。曲率越大,内液膜越薄,而外液膜越厚。内管干涸时,临界热流密度随曲率的减小而增大;外管干涸时,则反之。     

类四边形堆芯子通道内超临界水传热特性研究

基于类四边形堆芯子通道超临界水的传热试验,建立棒径为8 mm、栅距比为1.2的超临界水冷反应堆（SCWR）类四边形堆芯子通道物理模型,采用SSG湍流模型,在p=23～28 MPa超临界压力范围,研究了子通道内超临界水的传热特性,分析了压力、质量流速和热流密度等热工参数对类四边形子通道内超临界水传热特性的影响。研究结果表明：采用SSG湍流模型数值研究计算得到的内壁温度与试验结果变化趋势一致。在拟临界区,随压力的增大,相应的换热系数峰值逐渐降低。质量流速的增加,在整个焓区均能明显加强子通道内传热现象。随热流密度的增加,内壁温度逐渐升高,对应的换热系数峰值降低,同时逐渐向低焓区方向移动。     

竖直圆管内向上流动的干涸实验研究

在直径为8.2 mm的竖直向上均匀加热圆管上进行了干涸型临界热流密度实验研究,加热长度2.4 m,压力3.2～19.7 MPa,质量流速963～2 707 kg/（m²•s）,进口欠热度34～213 ℃,出口含汽率0.11～0.78。研究发现：临界热流密度随进口欠热度、质量流速的增加而线性增加,随出口含汽率的增加而迅速减小。通过对临界气液两相参数的分析发现,本实验参数范围内,蒸汽速度是导致干涸的主要原因。当达到临界蒸汽速度时,近壁面液体消失触发临界。随压力的增加,表面张力逐渐减小,液膜更易被撕裂,因而临界蒸汽速度随压力的增加而减小。从高压实验数据出发得到临界蒸汽速度U_cr,参考Steen和Wallis推荐的夹带开始速度U₀,建立了预测临界蒸汽速度的模型：U_cr=25U₀+4。利用低压实验数据对预测模型进行了验证,符合较好。     

近临界压力区垂直内螺纹管临界热流密度实验研究

在近临界压力区,对垂直上升内螺纹管流动沸腾的偏离泡核沸腾(DNB)型临界热流密度(CHF)现象进行了实验研究。试验段采用ф35 mm×5.67 mm六头内螺纹管。实验参数范围为:压力18~21 MPa,质量流速500~1 000kg/(m~2·s),进口过冷度3~5℃,内壁热负荷40~960kW/m~2。实验得到了不同工况下的内壁温度和传热系数分布特性,分析了流动参数对内螺纹管中DNB型CHF的影响,并根据实验数据拟合出两相区的传热关联式与临界热流密度(qCHF)预测关联式。内螺纹管的qCHF实验数据被用于与光管的qCHF预测值进行对比,发现内螺纹管具有一定的CHF强化作用,但当压力越靠近临界压力时这种作用会被抑制甚至消失。实验结果表明:在近临界压力下,内螺纹管会在低干度区甚至过冷区发生DNB现象,压力的增大和质量流速的减小均会使DNB提前发生。qCHF随压力的减小和质量流速的增大而增大。在特定工况下,试验段不同截面会分别发生偏离泡核沸腾与蒸干。     

An experimental study on the critical heat flux for low flow of water in a non-uniformly heated vertical rod bundle over a wide range of pressure conditions

An experimental study of the critical heat flux (CHF) has been performed for a water flow in a non-uniformly heated vertical 3 × 3 rod bundle under low flow and a wide range of pressure conditions. The experiment was especially focused on the parametric trends of the CHF and the applicability of the conventional CHF correlations to a return-to-power conditions of a main steam line break accident whose conditions might be a low mass flux, intermediate pressure, and a high inlet subcooling. The effects of the mass flux and pressure on the CHF are relatively large and complicated in the low pressure conditions. At a high mass flux or a low critical quality, the local heat flux at the CHF location sharply decreases with an increasing local critical quality. However, at a low mass flux or a high critical quality, the local heat flux at the CHF location shows a nearly constant value regardless of the increase of the critical quality. The CHF data at the very low mass flux conditions are correlated well by the churn-to-annular flow transition criterion or the flow reversal phenomena. Several conventional CHF correlations predict the present return-to-power CHF data with reasonable accuracies. However, the prediction capabilities become worse in a very low mass flux of below about 100 kg/(m² s).     

均匀加热竖直管内强迫对流临界热流密度的实验研究

利用氟里昂－１２作为工作流体，对于均匀加热竖直管内强迫对流的临界热流密度（ＣＨＦ）进行了实验研究。在比较广泛的参数范围内对质量流速Ｇ，压力Ｐ和热平衡干度Ｘ对ＣＨＦ的影响进行了探讨。结果表明，干度和质量流速对ＣＨＦ的影响规律与其他作者获得的结果相类似。但压力对ＣＨＦ的影响规律比较复杂。压力的影响与质量流速、干度密切相关。即在不同的质量流速和不同的干度下，压力影响规律不同。当质量流速较高时，在低干度区ＣＨＦ随压力的升高而降低，干度较高时，ＣＨＦ随压力升高而增大。     

竖直圆管内低压过冷沸腾相分布特性实验研究

实验采用双探头光学探针对内径24 mm竖直圆管内低压过冷沸腾局部空泡份额、界面面积浓度及汽泡尺寸等局部相界面参数径向分布特性进行了研究。实验结果表明：竖直圆管内过冷沸腾相分布形态呈现轴对称特性,随着热流密度的增大,相分布形态出现近壁峰值并逐渐向中间峰值分布形态的发展,较高热流密度工况下出现轴心峰值分布;随着质量流速的增加,局部空泡份额减小,并出现中间峰值向近壁峰值分布形态的转变;随着压力的增大,局部相界面参数减小。     

矩形窄缝通道内水稳态和瞬态流动换热特性实验

以去离子水为工质,在压力0.5～5.0 MPa的范围内,对矩形窄缝通道内水稳态及瞬态流动换热特性进行了实验研究。结果表明:矩形窄缝通道在水平和竖直放置以及稳态和瞬态条件下,水的流动换热特性呈现出基本相同的规律。层流向紊流过渡区域的雷诺数(Re)为900Re1300,比常规通道提前,单相摩擦阻力系数比常规通道大;采用Dittus-Boelter公式的形式拟合得到了新的换热实验关联式,其系数较Dittus-Boelter公式的系数约小11.3%。在稳态条件下,紊流区换热系数随质量流速的增加而增大,增大趋势比较明显;换热系数随热流密度的变化不明显;压力对单相强迫对流换热特性基本没有影响。     

带定位格架的类三角形堆芯通道超临界水传热试验研究

针对带定位格架的超临界水冷堆堆芯垂直上升类三角形子通道,开展超临界水的流动传热试验研究。反应堆堆芯类三角形子通道棒束直径为8 mm、栅距比为1.4,试验参数范围为:热流密度q=200~600 kW/m2、压力P=23~28 MPa、质量流速G=700~1300 kg/(m2·s)。分析了热流密度、压力和质量流速等热工参数对超临界水传热特性的影响。试验结果表明:定位格架处质量流速升高,流体扰动性增强,换热系数提升显著;在超临界压力下,提高压力会导致内壁温度上升,换热系数峰值降低;过高的热流密度会导致换热系数峰值降低,适当减小热流密度可提高换热性能;提高质量流速会导致内壁温度降低,换热系数峰值上升,能够显著提高换热性能。压力变化对定位格架区域传热特性影响较小,适当提升压力可提高系统安全性。      

Investigation of forced convection heat transfer of supercritical pressure water in a vertically upward internally ribbed tube

In the present paper, the forced convection heat transfer characteristics of water in a vertically upward internally ribbed tube at supercritical pressures were investigated experimentally. The six-head internally ribbed tube is made of SA-213T12 steel with an outer diameter of 31.8 mm and a wall thickness of 6 mm and the mean inside diameter of the tube is measured to be 17.6 mm. The experimental parameters were as follows. The pressure at the inlet of the test section varied from 25.0 to 29.0 MPa, and the mass flux was from 800 to 1200 kg/(m² s), and the inside wall heat flux ranged from 260 to 660 kW/m². According to experimental data, the effects of heat flux and pressure on heat transfer of supercritical pressure water in the vertically upward internally ribbed tube were analyzed, and the characteristics and mechanisms of heat transfer enhancement, and also that of heat transfer deterioration, were also discussed in the so-called large specific heat region. The drastic changes in thermophysical properties near the pseudocritical points, especially the sudden rise in the specific heat of water at supercritical pressures, may result in the occurrence of the heat transfer enhancement, while the covering of the heat transfer surface by fluids lighter and hotter than the bulk fluid makes the heat transfer deteriorated eventually and explains how this lighter fluid layer forms. It was found that the heat transfer characteristics of water at supercritical pressures were greatly different from the single-phase convection heat transfer at subcritical pressures. There are three heat transfer modes of water at supercritical pressures: (1) normal heat transfer, (2) deteriorated heat transfer with low HTC but high wall temperatures in comparison to the normal heat transfer, and (3) enhanced heat transfer with high HTC and low wall temperatures in comparison to the normal heat transfer. It was also found that the heat transfer deterioration at supercritical pressures was similar to the DNB at subcritical pressures.     

Investigation on the characteristic of CHF in various flow pattern regimes based on look-up table data

The critical heat flux (CHF) is one of the important phenomena limiting the maximum rate of heat transfer and hence power rating of nuclear reactors. The thermal hydraulic phenomena like pressure drop, heat transfer, stability, etc. depends upon the flow pattern in the system. The CHF phenomenon is also closely related to the two-phase flow patterns. It is important to investigate the dependence of CHF on the flow pattern regimes to understand the underlying mechanisms. The present investigation reveals that CHF generally increases with mass flux in the churn/slug region. However, in the annular region the CHF decreases with increase in mass flux. Considering the dependency of the CHF trend on the flow pattern regime, it will be useful to develop CHF models, which are specific to the flow pattern regime. The data of CHF look-up table has been considered in this investigation since this approach is one of the most reliable methods for the prediction of CHF and is being used in several best-estimate thermal-hydraulic system codes, such as RELAP5, CATHARE and CATHENA. The pressure, mass flux and quality have been considered as important thermal hydraulic parameters to characterize the flow pattern during CHF under various operating condition.