低压自然循环系统中的流型实验研究

在5MW低温供热堆热工水力学实验台架HRT-5上,以水为工质,进行了低压自然循环两相流流型及流型对密度波不稳定性影响的实验研究。结合可视化观察,利用局部差压信号进行流型鉴别。提出了Sr数可以很好地鉴别不同流型,具有明确的物理意义。描述了系统压力为1.5MPa,0.24MPa及0.1MPa下不同工况的流型,认为在1.5MPa工况下发生低干度密度波不稳定时,流型为泡状流,无流型转换,在流型为泡状流向间歇流过渡区时不会引起密度波不稳定。分析了常压稳定闪蒸时上升段出口的流型。在低温供热堆全参数、全尺寸模拟系统中,进行两相流流型的分析研究,对充分认识低温供热堆中各种工况下的流动形态提供了直接的有价值的成果。     

垂直管空气-水两相流型的Shannon信息熵特性研究

利用信息论原理,研究两相流流型的Ｓｈａｎｎｏｎ信息熵特性。Ｓｈａｎｎｏｎ信息熵可由两相流系统的时间相关信号（如压差）的功率谱密度计算得到。在两相流实验台架上进行了垂直管两相流试验研究,通过调节空气和水的体积流量,获得不同流型工况下压差信号的实验数据。计算不同流型下的Ｓｈａｎｎｏｎ信息熵,发现泡状流的负Ｓｈａｎｎｏｎ信息熵（负熵）最小,弹状流的负熵最大,而环状流的负熵界于两者之间。     

摇摆对水平管内气液两相流流型的影响

本文对水平放置在摇摆台架,随台架做偏离水平位置的左右往复运动的管内空气-水两相流流型进行了实验研究.实验发现,低流速时,摇摆状态下水平管内流动变得很小稳定,流型发生周期性的改变:当水平管处于倾斜向上或倾斜向下状态时,管内流型分别有些近似于非摇摆的稳态倾斜上升或倾斜下降管内流型,并且流型转变要经历一个发展的过程,发展快慢与气相和液相流速大小有关;而在高液相或高气相流速时,摇摆状态下与非摇摆稳定状态下的两相流流型相近,主要有泡状流、间歇流(弹状流和准弹流)和环状流.根据可视观察以及气液界面在一个摇摆周期内的整体特征和部分时间段的局部特征,定义了不同流动条件下气液两相流的流型,给出了摇摆状态下水平管内气液两相流流型图.     

NOTICONA——两相自然循环流动不稳定性的非线性分析程序

开发了一个用于对两相自然循环系统进行非线性分析的微机型的程序——NOTICONA。程序中包含了点堆中子动力学模型、反应性反馈模型、单相流模型、两相流模型(漂移流)、各种工况下的传热模型及有关的辅助模型等。该程序经与实验对比,证明是正确的和精确的。利用该程序计算了5MW低温供热堆的第一类密度波不稳定性,并得到了     

启动低温堆过程中流动特性实验研究(英文)

研究了由清华大学核能技术设计研究院研制的自然循环5MW低温堆加热启动过程中的流动特性。实验研究在模拟5MW核供热反应堆的热工水力学实验回路HRTL-5上进行。描述了不同类型的两相流稳定性,即geysering,闪蒸不稳定性及低干度密度波不稳定性对加热启动过程的影响。阐述了闪蒸不稳定性的机理。在此研究基础上,提出低温堆从初始状态向沸水工况的过渡的具体措施。提出用小热流密度,小进口过冷度实现压水-沸水过渡的方法。通过仔细地选择热工参数,可以获得5MW低温堆稳定的加热启动过程。     

NOTICONA——两相自然循环流动不稳定性的非线性分析程序(英文)

开发了一个用于对两相自然循环系统进行非线性分析的微机型的程序——NOTICONA。程序中包含了点堆中子动力学模型、反应性反馈模型、单相流模型、两相流模型(漂移流)、各种工况下的传热模型及有关的辅助模型等。该程序经与实验对比,证明是正确的和精确的。利用该程序计算了5MW低温供热堆的第一类密度波不稳定性,并得到了相应的边界。     

矩形窄缝通道内泡状流—弹状流流型转变准则研究

在两相流系统中,流型影响系统的摩擦阻力和传热等特性,准确判定不同流型对于两相流的计算具有重要意义。对于窄缝通道内的气液两相流动,特别是矩形窄缝通道内流型转变准则,已有学者进行了一定的实验研究,但由于实验装置及工况的限制,目前尚缺乏统一且适用性较广的流型转变准则,已有的基于矩形通道的流型判定准则适用性也有待于进一步评估。本文以空气-水为工质,对竖直矩形窄缝通道内泡状流-弹状流流型转变准则进行分析研究,基于1 168个流型实验数据,采用分界成功率对已有转变准则对于实验数据的适用性进行定量综合评价,并针对流型转变原理开展理论分析,引入无量纲数约束因子Co,建立考虑工质物性和流道尺寸、精度更高、适用范围更广的窄缝通道内泡状流-弹状流流型转变准则。本文结论可为反应堆换热元件和紧凑式换热器设计计算提供依据。     

用差压信号空间特征频率Sr鉴别两相流流型

压差脉动分析方法是两相流流型识别的常用方法,通过频域特征峰辨识流型会受到气泡速度的影响,而混淆泡状流和间歇流。从两相流流型的空间几何意义出发,利用差压计作传感器,提出用标准空间特征频率斯特罗哈尔数Sr作流型识别的定量依据,斯特罗哈尔数Sr识别流型具有明确的物理意义。给出了这一空间处理技术辨识流型的实验结果。     

空气-水在垂直非圆截面通道内流型研究

采用可视化方法研究了水力直径分别为15mm和10mm的两种正方形截面、14.43mm的三角形截面以及14mm的圆形截面通道内空气-水垂直上升流动,表观气速0.04～80m/s,表观水速0.001～6m/s.观察到了泡状流、弹状流、块状流、环状流和弥散泡状流等常见流型.此外,在表观气速很大而表观水速很小时,在非圆截面通道内发现了爬动流,证实了非圆截面直通道内存在"二次流"现象,且对气-液两相流动的相分布有较大影响,证明截面形状对两相流流型及其转变具有重要影响.由实验得到了流型转变界限,并首次获得了包括爬动流的两相流流型图.比较本文的实验结果及与前人的研究结果对比发现,水力直径的大小对两相流流型的转变具有一定影响.     

摇摆状态下窄矩形通道内两相流流型特性研究

以空气和水为工质,在40mm×1.6mm的窄矩形通道内对竖直状态和摇摆状态下两相流流型进行了研究。流型由拍摄照片辨别,实验通道内观察到的流型有泡状流、弹状流、搅混流和环状流,绘制出窄矩形通道内的流型图,并与常规尺寸圆管内两相流型进行了对比。摇摆对窄矩形通道内流型的影响与常规尺寸圆管相似,但由于狭小空间的限制及表面张力的作用,摇摆对两相流动并无明显影响。     

垂直上升矩形流道内气液两相流流型图的数值模拟

两相流流型在分析换热、流动不稳定性以及临界热流密度方面具有基础性作用.本文基于VOF(Volume of Fluid)多相流模型,对垂直上升矩形流道内气液两相流动进行数值模拟,表观气速0.1～110 m/s,表观液速0.1～3.2 m/s.得到了流道内气液两相流的主要流型:泡状流、弹状流、搅混流和环状流,分析了流道内截面含气率分布与流型的对应关系,以及截面含气率与气液两相流容积含气率的关系;分析了各种流型下的压降分布特性,并绘制了基于气液表观动能通量的不同流量下气液两相流的流型图,直观的表示出各种流型的分布区域及各流型间的流型转换边界,与已发表文献的实验结果对比符合较好.     

竖直和倾斜条件下气-液两相流型转变研究

以去离子水和空气为两相介质,研究了竖直和倾斜条件下气-液两相流型,发现通道内存在弥散泡状流、泡状流、弹状流、搅拌流和环状流5种流型。通过对流型间转变特性的机理分析,构建了竖直和倾斜条件下各流型的转变准则,与实验数据进行了对比,符合很好。     

启动低温堆过程中流动特性实验研究

研究了由清华大学核能技术设计研究院研制的自然循环5MW低温堆加热启动过程中的流动特性。实验研究在模拟5MW核供热反应堆的热工水力学实验回路HRTL-5上进行。描述了不同类型的两相流稳定性,即geysering,闪蒸不稳定性及低干度密度波不稳定性对加热启动过程的影响。阐述了闪蒸不稳定性的机理。在此研究基础上,提出低温堆从     

用空泡份额概率密度分布识别承压管道中两相流流型

用局部空泡份额概率密度分布识别流型是一种不可视管道内两相流流型识别的方法，这种流型识别建立在流型分类的直观物理意义之上，并避免了流速的影响。本文给出了用差压传感器信号进行承压管道中局部空泡份额概率密度分布分析，进而识别汽水两相流流型的研究成果，测量仪器装置简单、可靠性高。实验研究是在核供热堆热工水力学实验系统ＨＲＴＬ－５上进行的，试验工作压力为１．５ＭＰａ，工作温度１９０℃。     

双探头光学探针识别受热工况两相流流型的基本方法研究

由于流型识别手段受到限制．目前常用的流型图以及流型转变判据．都是在绝热工况下根据实验得到的；关于受热工况两相流流型还没有足够的实验数据。光学探针的运用为受热工况两相流流型的研究提供了有力的测量手段。本文对双探头光学探针4种流型识别的基本方法进行了研究，包括探针原始电平信号概率密度函数(PDF)分析识别流型、信号时序波形识别流型、空间波形识别流型以及汽泡尺寸PDF分析识别流型。研究结果表明，汽泡贯穿弦长PDF分析可得出满意的流型识别结果。     

文丘里气泡发生器内气液两相流流型及压降实验研究

针对一类文丘里气泡发生器内气液两相流动的流型及压降开展了实验研究。通过可视化实验观测区分了气泡发生器内3种基本流型,包括泡状流、弹状流和柱状流。实验发现,随着两相流从弹状流转变为柱状流,气泡发生器内压降迅速增大。通过对压力信号的时频分析,证明气泡发生器出口位置最有利于压力信号的在线监测。从压力信号中提取了与流型转变紧密相关的概率密度函数相对峰度和功率谱密度差异系数,并分别应用于弹状流-柱状流和泡状流-弹状流流型转变的识别。由于已有的压降模型无法准确预测文丘里气泡发生器的整体压降,为此本研究提出了新的压降预测方法。新关联式考虑了气泡发生器内部分单液相流过程以及流型转变对压降预测的影响,预测值与实验测量结果吻合较好,相对均方根偏差约为10.74%。     

单棒通道流动振荡诱发沸腾临界可视化实验研究

为深入分析沸腾两相流动振荡诱发沸腾临界的影响特性,本文以去离子水为工质,横截面19 mm×19 mm、中心为外径9.5 mm的单棒通道为研究对象,通过在不同热工参数下开展沸腾两相流动特性可视化实验研究,结合汽泡行为和汽-液界面特性,分析流动振荡诱发沸腾临界的影响特性。研究结果表明,低压力、低质量流速和低入口过冷度下,极易出现流动振荡,并导致沸腾临界提前发生,此时的临界热流密度与稳定工况下相比明显偏低;随着壁面热流密度不断增加,流道中两相流型先后出现泡状流、弹状流、合并弹状流、搅混流、剧烈搅混流、不稳定环状流;当流动出现剧烈振荡时,流道存在回流;发生沸腾临界时流道压降波动最大,对应的流型为不稳定环状流。因此,单棒通道内流动振荡可能会导致沸腾临界提前发生。      

低温核供热堆流动特性分析(英文)

实验研究在5MW核供热反应堆模拟热工水力学实验回路HRTL-5上进行。分析计算基于带有质量,蒸汽质量,能量及动量守恒方程的一维两相流漂移模型。给出了在不同系统压力,进口过冷度及热流密度条件下的稳态和动态分析结果。研究结果表明:加热段中的过冷沸腾及上升段中的闪蒸对空泡份额分布及流动稳定性有重要影响,特别是在低压条件下;在相当宽的两相流条件下,加热段中只发生过冷沸腾;对于沸水设计工况的5MW低温堆,其堆芯出口温度尚未达到饱和。描述了两相流振荡机理,即“零阻降”机理。在进口过冷度相当宽范围内(OK<ΔT<28K),对系统流条件,存在3个区域,即稳定的两相流,整体和过冷沸腾不稳定流和过冷沸腾以及单相稳定流。给出了系统流量在小热流密度扰动下的响应特性。在此基础上给出了稳定边界图的计算和实验值。     

200MW核供热堆两相流密度波不稳定性实验的Shannon信息熵特性研究

在200MW核供热堆热工实验台架上,利用信息论原理,研究两相流密度波不稳定性的Shannon信息熵特性。通过调节加热功率、运行压力和冷却剂入口过冷度,获得534种工况下加热流道入口压降的实验数据?计算不同工况下的Shannon信息熵,发现具有高的负Shannon信息熵(负熵)的实验工况是不稳定的,而具有低的负熵的实验工况是稳定的。负Shannon信息熵类似很多场合中使用的能量,可以成为衡量系统稳定性的尺度。     

压差波动特性识别流型研究

提出了一种基于小波分析的气液两相流流型模糊识别的新方法。该方法以加热段管程压降ΔP的波动信号作为测试信号,进行基于三阶的Daubechies小波二尺度分解,根据所得的二尺度细节系数的均方值确定了流型的识别方法。研究结果表明,这种识别方法能有效地实现气液两相流中泡状流、弹状流的识别。