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。     

蒸汽发生器一、二次侧稳态换热特性数值研究

以自然循环倒U型正三角形布置传热管蒸汽发生器为原型,建立蒸汽发生器一、二次侧及传热管"平均通道"模型,采用CFD技术,对蒸汽发生器一、二次侧共轭传热过程和二次侧两相流流动和沸腾换热过程进行研究。结果表明利用计算流体力学方法能精确模拟蒸汽发生器一次侧、传热管和二次侧的换热过程,得到一、二次侧流体温度、速度、汽化速率以及管壁温度的变化。蒸汽发生器直管段传热管管壁温度与一回路温度变化趋势一致,但弯管段传热管内外壁温差较大,顺流段一、二次侧流体温差明显高于逆流段;二次侧汽液两相流体滑速比呈先增大后减小且最终趋于稳定的趋势。     

核电厂蒸汽发生器二次侧三维流场分析

为弄清核电厂蒸汽发生器二次侧的流动和传热特性机理,以确保蒸汽发生器的稳定性,文章采用数值软件根据蒸汽发生器的结构特点和运行模式进行简化建模,利用相似原理,使用相变模块模拟了蒸汽发生器的二次侧汽液两相流的流场分布情况。研究了相同结构下不同给水比例对二次侧流场分布的影响,尤其是对空泡份额分布特性的影响。研究发现,不同的给水工况对直管段的空泡份额分布和流体流速分布都有明显的影响,但对传热管上部区域的空泡份额和速度分布的影响不大。     

螺旋管直流蒸汽发生器两相流不稳定性

研究了螺旋管直流蒸汽发生器两相流不稳定性。阐述了两相流不稳定性机理。利用线性化频域理论，建立了螺旋管直流蒸汽发生器两相流不稳定性数学模型，编制了计算程序ＨＴＯＴＳＧＩＡ，分析了入口节流圈，系统压力及不同螺旋管圈等因素对螺旋管直流蒸汽发生器两个流不稳定性的影响，给出了螺秘管直流蒸汽发生器两相流稳定区域。计算值与实验值基本一致。     

高温气冷堆蒸汽发生器两相流不稳定性预报

论述了蒸汽发生器立式上升流动螺旋管内高压汽－水两相流不稳定性试验研究。研究结果表明，螺旋管中存在压力降型、密度波型和热力型脉动。采用无因次分析法得到了预测系统稳定的经验关系式，并得到了判断系统稳定性的界限图。同时对蒸汽发生器立式下降流动螺旋管与立式上升流动螺旋管的不稳定性进行了比较。最后对实际蒸汽发生器两相流不稳定性进行了预报。     

螺旋管核态沸腾两相流摩擦压降与传热数值分析

通过合理简化一体化模块式先进反应堆(SMART)螺旋管式蒸汽发生器,建立螺旋管单元管模型,采用两流体模型和非平衡过冷沸腾模型,在均匀热流密度下对螺旋管内流体进行不同参数下流动与传热数值模拟。结果表明：摩擦压降数值计算结果与陈学俊经验公式最为接近;曲率从0.04降至0.012时,摩擦压降明显下降,曲率继续下降,摩擦压降不变;加速压降几乎不受曲率影响;螺旋升角为3°～8.6°时,计算摩擦压降可不考虑螺旋升角的影响;雷诺数越大,总压降和摩擦压降均变大,摩擦压降梯度也明显增大。     

蒸汽发生器二次侧三维两相流场稳态计算

采用多孔介质模型对蒸汽发生器二次侧流场进行分析。通过在多孔介质模型控制方程中添加附加的动量源项和能量源项来模拟蒸汽发生器内构件影响,动量源项中考虑下降段、管束、支承板和汽-水分离器的阻力;能量源项中添加一次侧对二次侧的释热。将控制方程在ANSYS FLUENT求解器中求解,得到蒸汽发生器二次侧区域的速度场、温度场、压力场、密度场和含气率分布。结果表明,蒸汽发生器内冷热侧流速、空泡份额、混合物密度相差很大;汽-水分离器进口空泡份额分布在0.63~0.98之间;压力在轴向逐渐降低,在支承板位置出现突降。     

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.     

蒸汽发生器二次侧流场三维数值模拟

基于FLUENT软件程序,采用多孔介质模型,在蒸汽发生器二次侧流场为单相流动的条件下,建立了蒸汽发生器二次侧流场的三维流动计算模型.计算核电厂稳态运行过程中蒸汽发生器二次侧的三维流场,得到整个流场的压力和速度分布.最后对数值模拟的流场进行了分析,得到比较满意的结果.     

盘管直流蒸汽发生器两相段计算模型

文章构造盘管直流蒸汽发生器（SG）两相段计算模型。采用四方程漂移流模型，对盘管直流SG的两相段传热进行进一步划分。选用适当的结构关系式和传热关系式，用数值方法进行了盘管SG的稳态分析。     

Study on Pb-Bi-water direct contact boiling two-phase flow and heat transfer

For the development of 45w%Pb-55w%Bi cooled direct contact boiling water small fast reactor (PBWFR), Pb-Bi-water direct contact boiling two-phase flow loop has been fabricated and operated. The loop consists of a Pb-Bi flow loop (four heater pin bundle, a chimney, an upper plenum, a level meter tank, an air-water cooler, and an electromagnetic flow meter) and a water-steam flow loop (a pump, a preheated, an injection nozzle, the chimney, the upper plenum with mist separators and dryers, a condenser, a buffer tank, and an air-water cooler). At the rated operating condition system pressure is 7 MPa. The sub-cooled water was injected into a Pb-Bi flow in the chimney. A power of the heater pin bundle was controlled to obtain the inlet and outlet temperatures of the heater bundle. The Pb-Bi and steam flows were simulated analytically using one-dimensional models of frictional and form losses and a drag force. The Pb-Bi-steam two-phase frictional pressure loss was calculated by means of the two-phase flow multiplication factor of Lockhart-Martinelli model. It was found that Pb-Bi temperature decreased quickly in the chimney due to high heat transfer rate of Pb-Bi-water direct contact boiling. The volumetric overall heat transfer coefficient was 60–310 kW/m³K, and decreased with the superheat.     

HTGR蒸汽发生器螺旋管内壁温分布和传热恶化规律的研究

介绍了在西安交通大学高压汽水实验回路上进行的垂直螺旋管内汽水两相流传实验，得出了沿螺旋管长度方向及圆周方向的壁温分布特性，由此确定了发生传热恶化的临界含汽率及其位置，通过关联度实验数据，得到了计算临界含汽率的经验公式，为高温气冷堆（ＨＴＧＲ）螺旋管式蒸汽发生器的设计提供了必要的依据。     

液态铅铋合金管内流动传热特性研究

为研究液态铅铋合金的流动传热特性,建立了相应的实验台架,并开展了传热特性试验,获得了1组针对液态铅铋合金的传热关系式。同时使用Fluent程序对圆管内铅铋合金的流动换热进行了模拟计算,以研究不同湍流普朗特数模型和不同湍流模型的选取对计算结果的影响。根据计算结果,探讨了不同湍流普朗特数模型对计算结果的影响,并得到了不同Peclet数下推荐使用的物理模型。     

蒸汽发生器传热管一、二次侧耦合换热及管外过冷沸腾数值研究

采用两流体欧拉数学模型,结合气相和液相之间的界面传热、传质和动量交换封闭模型以及RPI壁面沸腾模型,利用ANSYS CFX 12.0对蒸汽发生器局部传热管束二次侧的过冷沸腾进行数值研究。数值研究结果与单管内过冷沸腾实验数据对比验证符合良好。结果表明,采用壁面沸腾模型能准确预测沸腾起始点的位置,同时梅花孔板的存在对二次侧流动换热特性影响显著。     

纵向涡发生器作用下矩形通道内流动换热性能研究

对渐缩式纵向涡发生器与椭圆支柱共同作用下矩形通道内的流动换热性能进行了研究,与渐缩式纵向涡发生器、渐扩式纵向涡发生器和光通道的流动换热性能进行了对比,并利用场协同原理对其换热机理进行了分析。结果表明：纵向涡发生器可增强换热,有利于降低加热板的表面温度,从而提高反应堆堆芯的CHF值。采用JF因子对各矩形通道的综合流动换热性能进行了比较,结果表明,渐缩式纵向涡发生器与椭圆支柱组合结构能以较小的阻力代价得到较大的换热效果,是一种理想的强化换热方式。     

直流蒸汽发生器全范围流动与传热数值模拟

以BW公司实际运行的直流蒸汽发生器为原型,采用两流体三流场数学模型数值模拟直流蒸汽发生器二次侧单相液对流换热区、核态沸腾区、蒸干后区域、过热区(即全范围)的流动沸腾换热现象。结果表明:本文采用的模型可较好地预测直流蒸汽发生器全范围的流动与传热特性,数值模拟结果与运行数据符合较好;蒸干后质量含汽率低于热平衡质量含汽率,结合壁温变化趋势表明直流蒸汽发生器运行过程中蒸干后区域存在一定程度的热力非平衡;随着流动换热的发展,表面传热系数迅速上升,蒸干的发生导致传热性能急剧下降,在蒸干后区域及过热蒸汽区表面传热系数缓慢上升。     

传热管泄漏对蒸汽发生器动态特性的影响

以大亚湾核电站蒸汽发生器为研究对象,建立了基于漂移流理论的蒸汽发生器一维动态数学模型及传热管泄漏模型,并进行了蒸汽发生器不同工况下的稳态仿真。在验证所建立漂移流模型和传热管泄漏模型的基础上,研究了不同工况下传热管泄漏位置及泄漏流量对蒸汽发生器关键参数的影响。研究结果表明,所建立的漂移流模型和传热管泄漏模型能准确反映不同泄漏情况下蒸汽发生器质量含汽率及蒸汽压力等关键参数的变化规律,泄漏发生在热端沸腾段入口处时各参数变化最显著,泄漏量为冷却剂流量的5%时出口质量含汽率由0.261降到0.163。基于漂移流理论传热管泄漏对蒸汽发生器动态特性影响的成功预测,为蒸汽发生器传热管泄漏事故的监测与防范措施的制定提供一定参考。     

蒸汽发生器传热管裂纹扩展性质的确定

本文应用金相、TEM、SEM 和 EDAX 对蒸汽发生器1Cr18Ni9Ti 不锈钢传热管的裂纹及断口进行了分析.管束裂纹的性质属腐蚀疲劳。并指出在裂纹扩展过程中,当裂纹发展到使 K_1≥K_(1scc)时,裂纹扩展方式会由腐蚀疲劳转变为应力腐蚀.     

空间气冷反应堆堆芯流动换热数值仿真研究

以美国普罗米修斯计划反应堆为参考,建立了空间气冷反应堆堆芯结构的三维模型,利用蒙特卡罗方法计算得到了堆芯真实功率分布,并使用Star-CCM+软件开展了1/6堆芯的流动换热计算,分析得到了堆芯温度场、速度场和压力场的分布情况,评估了现有设计中仍待优化之处,并提出了相关的优化建议。计算结果表明,该反应堆设计可将冷却剂加热到工作温度,能满足基本的技术指标。但从优化角度考虑,需对堆芯入口段与出口段进行优化设计,通过改变入口管与压力容器间的角度等,可降低不必要的能量损失,提高堆芯出口温度与速度分布均匀性,同时降低冷却剂对诸如气轮机等设备的不利影响。