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为认识超临界二氧化碳自然循环基本特性,开展超临界二氧化碳在简单矩形回路内自然循环特性的实验研究,研究系统压力和冷热段流体温差对自然循环流量的影响,分析回路结构对自然循环特性的影响。结果表明:循环流量存在峰值;峰值点前,随加热功率增加流量快速上升,峰值点后流量变化平缓;在本试验参数条件下未观测到流动不稳定现象;压力对循环流量影响与亚临界自然循环类似,压力越高循环流量峰值越大,回路冷热段温差对循环流量影响较大;加热段出口流体温度接近拟临界温度时,很小的回路温差变化即可引起循环流量较大变化;加热段布置方式对超临界二氧化碳自然循环流量变化特性影响较大,对回路稳定性的影响需要进一步进行实验验证。 相似文献
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美国威斯康星州麦迪逊大学(UW)建造了一条超临界水(SCW)回路,阿贡国家实验室(ANL)建造了一条超临界二氧化碳回路(SCCO2)。为了研究超临界流体的自然循环传热和流动稳定性,已经开始了实验、理论和数值分析方面的工作。本文给出了回路设计的详细资料。初步计算了UW回路的垂直和水平加热器的传热系数,开发了一套数学计算方法来帮助设计这些设备的参数、计算传热系数以及研究可能发生的自然循环流动不稳定性。 相似文献
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以CFD商业软件FLUENT为计算平台,对圆管和圆环通道内超临界水流动传热特性进行数值模拟。通过对几种湍流模型的对比,选取在超临界条件下适用性相对较好的SST模型进行计算,分别比较不同热力当量直径和不同水力当量直径下圆管与圆环通道加热面壁温、边界层温度及速度的分布,研究热力当量直径和水力当量直径对超临界水流动传热特性的影响。结果表明,正常传热工况下,水力当量直径对超临界水流动传热特性有很大影响,而热力当量直径几乎无影响。圆环通道内流动传热关系式可基于圆管进行拟合,超临界水流动传热特性的其他影响因素还需进一步研究。 相似文献
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大型热工流体整体效应系统实验(CIET)台架是为模拟氟盐冷却高温堆(FHR)热工水力响应而设计的实验回路,采用DOWTHERM A模拟氟盐作为冷却剂。通过在RELAP5/MOD3.2程序中加入DOWTHERM A物性参数以及传热关系式,计算FHR实验回路CIET在两种工况下的热工水力行为,并与实验结果进行对比,计算工况包括强迫循环条件与自然循环条件。计算结果表明:在强迫循环条件下,堆芯热量主要靠盘管式空气换热器(CTAH)排出,堆芯进出口冷却剂温度及CTAH出口冷却剂温度与实验值符合良好,CTAH进口冷却剂温度与实验值有些微偏差;在自然循环工况中,堆芯热量主要通过DHX与堆芯辅助冷却系统(DRACS)回路的换热带走,DHX及DRACS的流量与实验值接近,相对误差在10%左右,验证了修正后RELAP5/MOD3.2的正确性。 相似文献
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超临界水在垂直管内换热及流动不稳定性研究 总被引:1,自引:1,他引:0
清华大学核能与新能源技术研究院在建的250 MWt高温气冷堆核电站示范工程(HTR-PM)中蒸汽发生器二回路为亚临界水,由于反应堆能提供750℃的高温氦气,二回路水可提高到超临界压力和温度,采用多堆带一机方案可与超临界蒸汽透平机组匹配,因此研究超临界水在管内的流动、传热以及流动不稳定现象非常重要。本文通过使用RNGk-ε模型耦合强化壁面函数,发现模拟结果与Yamagata等的实验数据符合较好。基于此模型,分析了超临界流体流动时换热系数的变化规律,并采用瞬态计算方法,线性增大加热功率,分析了流动不稳定现象,发现流体一旦进入不稳定区,进出口流量的波动非常严重,甚至出现倒流,应尽可能避免此类现象。 相似文献
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立式倒U型管蒸汽发生器倒流现象及初步分析 总被引:2,自引:7,他引:2
文章涉及中国核动力研究设计院自然循环实验装置单相稳态自然循环实验过程中立式倒U型管蒸汽发生器(UTSG)模拟体一次侧流体的流动特性。实验观察到:1)UTSG模拟体进口腔室压力低于出口腔室压力;2)UTSG模拟体入口腔室温度较热段温度有一陡降。通过对该实验现象的分析可以判定,在单相自然循环工况下,UTSG模拟体中某些传热管内出现了倒流。实验结果表明,倒流的出现使UTSG模拟体自然循环工况下的流动阻力系数较强迫循环工况下的明显增大。 相似文献
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《核科学与工程》2017,(6)
针对典型的超临界压力下自然循环回路,建立模型,分别采用基于延拓的非线性数值算法和基于频域法的matlab程序计算并判断回路的静态和动态稳定性;使用无量纲相似准则数对加热段入口温度、回路当量直径及加热段进出口局部阻力进行了参数效应分析。结果表明:静态不稳定主要发生在加热段入口温度较低的工况;回路当量直径和加热段出口局部阻力对静态稳定性影响不显著;而增大加热段入口局部阻力提升静态稳定性;动态不稳定主要发生在加热功率较高的工况,增大加热段入口局部阻力或在一定范围内增大直径可以提高回路动态稳定性;增加加热段出口局部阻力降低回路动态稳定性。使用抽样方法,在回路系统参数的可能选取范围内,综合研究了回路参数对稳定性影响,在无量纲参数空间表示计算结果,分别得到无量纲参数空间内的静态不稳定域和动态不稳定域。 相似文献
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基于自然循环回路的非能动安全壳冷却系统数值模拟 总被引:1,自引:1,他引:0
针对一种基于自然循环回路的非能动安全壳冷却系统(PCCS),建立了一维均相流数学模型,并采用单节点安全壳两组份模型,利用牛顿迭代法求解,模拟了PCCS的稳态运行和事故工况下安全壳和PCCS的瞬态响应过程,得到了系统自然循环的换热和流动特性。计算结果表明:PCCS能在喷淋系统故障的事故条件下在一定时间内有效实现安全壳降温,但要实现长期阶段进一步降温还需对换热水箱进行补水和冷却操作。 相似文献
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小型核动力装置自然循环运行特性分析 总被引:1,自引:0,他引:1
本文以小型一体化自然循环反应堆为研究对象,用RELAP5/MOD3.2对反应堆系统、中间回路及二回路系统进行建模,对反应堆单双环路切换及偏环路运行时反应堆的自然循环运行特性进行数值模拟研究。计算结果表明:在反应堆自然循环运行工况下,进行单双环路切换及偏环路运行时,堆芯能重新建立稳定的自然循环。双环路切换至单环路后,堆芯出口温度降低,堆芯自然循环平衡流量降低但仍大于初始值的1/2;单环路切换至双环路运行时,堆芯流量、温度均与双环路稳定工况的一致;偏环路运行时故障环路循环流量降低,正常环路自然循环流量升高,堆芯总流量降低的数值为二者之差。 相似文献
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采用计算流体力学(CFD)方法对简单矩形回路内的稳态自然循环进行数值模拟研究,并对超临界条件下的重力压降计算方法进行评估分析。结果表明,稳态自然循环流量随加热功率的变化,加热段出口流体温度在拟临界点附近时出现最大值,该最大值随加热段入口流体温度的增加而减小;加热段的温度整体上升并向拟临界区移动时,加热段进出口间的密度差、速度差趋于增加,而压降趋于减小。重力压降计算方法评估表明,Ornatskiy与Razumovskiy所推荐的公式在计算较长管道(2 m)内重力压降时结果偏小,最大偏差接近-30%,辛普森公式可以较好地计算较长管道内的重力压降,可用于处理实验数据。 相似文献
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本文建立了中国先进研究堆标准燃料组件单组件的流-固耦合共轭传热CFD分析模型。通过1组稳态流量工况的分析,拟合获得燃料组件的阻力特性曲线。在堆本体CFD分析模型强迫流动工况计算结果的基础上,开展了标准燃料组件自然循环数值模拟分析。计算结果表明,在设定工况下,不仅释热能安全载出,而且可保证热组件任何位置均不会发生冷却剂泡核沸腾和流动不稳定性。计算得到了自然循环建立过程组件内冷却剂温度、燃料包壳和芯体的温度分布、热点位置以及循环流量的变化规律,为研究热组件的瞬态热工水力特性提供了理论方法和参考数据。 相似文献