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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。 相似文献
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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。 相似文献
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垂直并联管内高压汽水两相流密度波型不稳定性的试验研究 总被引:4,自引:5,他引:4
在系统压力p=3~18MPa,质量流速G=700~1400kg/m2·s,人口过冷度△Tsub=30~120℃,热负荷qw=0~6O0kW/m2,管径d=12mm的参数范围内,研究了压力、质量流速、人口过冷度、进口节流、可压缩容积、热负荷及不对称热负荷对垂直并联营内高压汽水两相流密度波到不稳定性的起始点、周期和报价的影响,并与垂直单管内的密度波到不稳定性进行了对比分析。根据试验研究和量细分析,提出了预防密度波型脉动的话施,给出了计算脉动起始点的无困次经验关系式,为一体化反应堆蒸汽发生器、直流锅炉水冷壁等工业设备的设计与运行提供了可靠依据。 相似文献
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高温气冷堆蒸汽发生器螺旋管汽水两相流摩擦阻力特性实验研究 总被引:2,自引:1,他引:1
对高温气冷堆蒸汽发生器螺旋管圈进行了高压汽水两相流动摩擦阻力特性的实验研究。根据所得的大量实验数据,在理论分析的基础上得出了可供设计使用的计算螺旋管两相摩擦阻力的经验公式。 相似文献
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本文研究不同边界条件及物理模型对两相流不稳定性边界的影响。采用RELAP5程序模拟直流蒸发管内的两相流不稳定性实验工况,对计算程序和模型进行验证,分析恒定流量及恒定压降两种边界条件、并联管数量、轴向功率分布形式和传热管热容等不同边界条件和物理模型对不稳定性边界的影响。结果表明:恒定压降边界条件下,单根管、2根并联管和多根并联管的不稳定性边界差别小于5%;恒定流量边界条件下,多根并联管不稳定性边界和2根并联管相比差别小于5%,而与单根管不稳定性边界的差别则超过100%;并联管根数相同时,恒定流量边界条件的稳定性好于恒定压降边界条件;沿流动方向(轴向)功率递增分布时,系统稳定性好于沿流动方向功率均匀分布,沿流动方向功率均匀分布时,系统稳定性好于沿流动方向功率递减分布;当管壁厚度为0~20 mm时,管壁热容对不稳定性边界几乎没有影响。 相似文献
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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。 相似文献
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因为两相流流动不稳定性的实际重要性,特别是为了沸水堆(BWR)的运行和安全,已经作出很大努力来理解导致流动不稳定的物理现象,并开发出计算工具来模拟动态沸腾系统的稳定与不稳定边界、本文的目的就是对以下内容做一个回顾:两相流动力学建模;流致不稳定性的分析方法;一个大类系统中模型和方法的选择对预测结果的影响,包括BWR中的中子耦合脉动。 相似文献
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高温气冷堆蒸汽发生器具有一次侧氦气工质、二次侧直流、螺旋管结构、工作温度高等特点,其热工水力特性与传统压水堆自然循环蒸汽发生器存在很大区别。针对高温气冷堆蒸汽发生器的特点,对其基础热工水力及特有热工水力学问题进行了阐述,主要包括螺旋管内单相及两相流阻及换热计算、横掠螺旋管束流阻及换热计算、温度均匀性及两相流不稳定性等。同时介绍了清华大学核能与新能源技术研究院针对高温气冷堆蒸汽发生器热工设计、温度均匀性及两相流不稳定性等热工水力学问题所开发的一维稳态程序、一维瞬态程序、二维分析程序和方法,并对分析结果和结论进行了讨论。相关研究方法、程序和结论对其他相似参数螺旋管和直管式直流蒸汽发生器具有参考和借鉴意义。 相似文献
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对两相流动不稳定性的研究开始于20世纪50年代,两相流动不稳定现象可能出现在与两相流动有关的动力和热传输系统上.微尺度流体力学对研究小尺寸通道内热量的传输起到了重要作用,当通道的水力直径很小时,必须考虑其特殊的热工水力过程。
本文首先对水力直径大于10mm的通道内发生的两相流动不稳定性作了简短回顾,根据现有的实验及理论模拟结果讨论了主要的不稳定性类型。
文中第二部分给出了对窄空间内流动不稳定性的调研结果。考虑了池式沸腾和流动沸腾两种情况,调研了现有文献中的试验及理论模拟结果。发现已有文献中对流动不稳定性的试验作了很广泛的研究,而理论研究却很有限。
本文最后部分解释了窄空间内的两相流动不稳定性,所遵循的理论基础是两相流动及毛细粘性力作用下气泡长大的特征时间刻度。 相似文献
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本文在对卧式螺旋管内气液两相泡状流动及其转变的特征进行详细的实验研究的基础上,以现象为根据建立了泡状流转变的模型,给出了全范围内泡状流转变的边界预报式,实验与理论结果符合得很好。模型考虑了离心力和重力联合作用下的机制,对于弯管和直管内流动,模型具有兼顾的性质。 相似文献
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详细介绍了在沸腾通道内部发生汽液两相流水动力不稳定性而出现周期性密度波型脉动时,脉动流动过程中瞬态和时均传热系数的实验研究结果。实验在以水为工质、以螺旋管作沸腾蒸发试验段的中低压闭式循环系统上进行,试验参数范围为:压力p=05~35 MPa,质量流速G=200~2 100 kg/(m2·s),工质进口过冷度ΔTsub=20~90 ℃,试验段壁面热负荷qw=0~540 kW/m2,密度波脉动的周期为T=125~14 s,且主要集中在4~10 s范围内。对密度波脉动过程中瞬态及时均传热系数和其它主要参数的基本特征与变化规律作了分析和描述,提出了表征密度波脉动传热的新的特征准则数和传热系数计算式。 相似文献
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建立与氦气对流换热的并联螺旋管蒸汽发生器数值模型,分别采用一维飘移流模型和一维可压缩流动模型描述水侧和氦气侧的流动。在此基础上研究了球床模块式高温气冷堆核电站螺旋管蒸汽发生器内的流量漂移不稳定性。动态计算结果表明,在一定条件下蒸汽发生器内有可能发生流量漂移,不同传热管流量可相差几倍,而出口温度则相差几百度。通过对质量流速-压降曲线的分析,发现热负荷对稳定性起主导作用,热负荷越大越易发生流量漂移,且边界质量流量随热负荷呈线性增长。增大入口节流阻力和过冷度可以在一定程度上避免流量飘移。最后给出了蒸汽发生器流量飘移的稳定边界。 相似文献
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提出了改进的并联管两相流密度波脉动线性均相模型,并导出了两个稳定性边界,是文献[1]的一种推广.当λL/d<4 时,增加λL/d可降低稳定性下边界;当λL/d≥4 时,稳定性下边界恒为零.稳定性下边界唯一由λL/d决定,但稳定性上边界由λL/d和ρ2lLsin α/(2q2m)两者共同决定.本文结果的一种特殊形式已在文献[1]中用实验进行了验证,两者吻合较好. 相似文献
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在低压自然循环水回路上,对垂直上升管内两相流动密度波不稳定性进行了实验研究,实半记录了不同工况下的脉动曲线,用多元线性回归这实验数据进行拟合,得出一个低压两相自然循环密度波的稳定性判据准则式,实验参数范围为,系统压力P=0.21~1.75MPa,质量流速G=345~1947kg/m^2.s,进口对冷度△Tsub=6~60℃,加热功率Q=2.3~24kW。 相似文献
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蒸汽发生器二次侧两相流传热特性数值研究 总被引:2,自引:0,他引:2
以AP1000核电站蒸汽发生器为原型,建立蒸汽发生器二次侧"平均通道"模型,利用计算流体动力学软件ANSYS CFX,基于相界面模型对蒸汽发生器二次侧两相流流动和沸腾换热过程进行研究。结果表明:数值模拟计算方法能准确模拟蒸汽发生器二次侧汽液两相流沸腾和传热过程;满负荷运行时,流体由预热区经过泡核沸腾区过渡到稳定沸腾区,含汽率和传热系数沿流动方向逐渐增大,出口含汽率与该型号蒸汽发生器设计值符合较好,平均传热系数的模拟结果和JensLottes经验关联式的预测值基本一致。 相似文献