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低压低干度自然循环流量漂移分析 总被引:1,自引:0,他引:1
在 5MW核供热堆全尺寸全参数模拟试验回路HRTL 5上进行的实验中 ,观察到在一定条件下系统发生静态流量漂移的同时 ,伴随动态流量振荡。本文总结了HRTL 5模拟试验回路上的实验研究结果 ,分析了低压低干度自然循环系统的特点、欠热沸腾和闪蒸的作用机理 ,较完整地描述了自然循环流量漂移的整个过程。分析结果表明 :1 )在自然循环系统中 ,欠热沸腾和闪蒸对流动稳定性具有重要作用 ;2 )自然循环流量漂移是一个长热工过程 ,动态振荡也可以发生在静态流量漂移过程中 ;3 )在静态流量漂移的发生、发展并向动态振荡转变的过程中 ,先是欠热沸腾占主导地位 ,然后逐渐转变为闪蒸占主导地位 ,最后主要表现为密度波振荡的形式。自然循环流量漂移对 5MW堆的设计、安全分析以及升级开发具有重要价值。 相似文献
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低温核供热反应堆的设计研究和开发,促进了低压,低士度自然循环流系统中汽水两相混合物流动稳定性的研究。本文论述了在HRTL-200热工水力学实验回路上,以水为工质,在加热功率为131kW,加热段入口流动阻力因数为25,冷却剂入口欠热度为5-80℃的条件下,针对系统压力变化对流动特性的影响所进行的实验研究。 相似文献
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实验研究了低压低干度汽水两相混合物在自然循环条件下产生密度波不稳定性时的流量振荡特性。实验在大型热工水力学实验回路HRTL-200上以水为工质进行,压力为1.0-4.0MPa,加热功率为27-190kW,人口欠热度为5-80℃,加热段出口质量含汽率小于5%,实验参数范围包括200MW核供热堆微沸腾工况运行的参数。获得了有关自然循环流量振荡模式、相对振幅、振荡周期等振荡特性参数随系统压力,加热功率和 相似文献
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在大型热工水力学实验回路HRTL-200上,以水为工质,在压力1.0 ̄4.0MPa加热功率27 ̄240kW,入口欠热度5 ̄80℃,加热段出口质量含汽率小于5%的实验参数范围,研究了系统压力,加热功率,冷却剂入口过冷度及人口阻力等对低压,低干度自然循环系统的两相流稳定流动及不稳定流动特性的影响。实验结果表明上述参数对循环流量,流动稳定区及流动振荡特性均具有影响。所进行的实验研究,参数范围包括了200 相似文献
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在 5MW核供热堆试验回路HRTL 5上观察到了一定条件下系统发生的静态流量漂移并同时伴随动态流量振荡的现象。本文在实验基础上 ,研究了流量漂移的发生、发展和向动态振荡演变的过程 ,以及欠热沸腾、冷凝、闪蒸在此过程中的作用机理。分析结果表明 :1 )自然循环流量漂移是一个长热工过程 ,动态振荡可发生在静态漂移过程中 ;2 )在流量漂移的过程中 ,先是欠热沸腾和冷凝占主导地位 ,然后渐变为闪蒸占主导地位 ,最终表现为自持振荡形式 ;3)最终的自持振荡主要表现为密度波振荡 ,又具备喷泉不稳定的特征。 相似文献
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实验研究在5MW核供热堆热工水力学模拟系统HRTL-5上进行。计算分析采用带有质量,蒸汽质量,能量及动量守恒方程的一维两相流漂移模型。用Clausius-Clapeyron方程计算上升段中闪蒸起始点。通过在过冷沸腾区,饱和沸腾区及上升段中推导守恒方程,得到可描述自然循环两相流系统特性的常微分方程组。用时域法求解。研究表明过冷沸腾及空泡的闪蒸对空泡分布,系统循环流量及流动稳定性都有很大影响,且系统压力越低,过冷沸腾及闪蒸的影响越大;在相当宽的两相流动条件下,加热段中只发生过冷沸腾;揭示了两相流不稳定时振荡的传播特性。在5MW核供热堆条件下理论分析与实验结果吻合得很好。 相似文献
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研究是在5MW核供热反应堆的模拟试验台架HTRL-5完成的,经研究,给出了小破口失水闪蒸过程中回路内压力,温度、空泡份额、循环流量等重要参数的变化规律,揭示了闪蒸过程的两个阶段,给出了换热系数的实验结果,结果表明小破口失水过程由于闪蒸改善了自然循环和传热情况,使无件棒温度保持在较低水平,不会烧毁。 相似文献
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用集总参数法分析低含汽量自然循环回路汽液两相流稳定性 总被引:2,自引:0,他引:2
采用集总参数法分析低含汽量自然循环回路汽液两相流稳定性。描述热工水力现象的系统方程由均流模型偏微分守恒方程经集总参数平均导出,高含汽量常微分方程解程序包LSODE被用来解以常微分方程表征的系统方程,与清华大学核能技术研究院为分析5MW低温核供热堆热工水力特性而设计运行的两相流稳定性实验结果比较表明,采用集总参数法分析低含的自然循环回路两相流密度波振荡及其有关非线性现象是有效的。 相似文献
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利用稳定性实验回路的实验结果校核了 RETRAN-02,NUFREQ 程序和一简单无因次准则判据的适用性和可靠性,研究了低压低含汽量自然循环系统稳定性的规律及其影响因素。在此基础上预测了5MW THR 微沸运行工况的两相流稳定性。 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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以欧洲压水堆热工实验装置(PWR PACTEL)一回路系统蒸汽发生器为研究对象,首先,基于流体一维流动模型的质量、动量和能量守恒方程建立管道进出口压降以及传热与流体流量之间的关系;其次,以遗传算法为基础开发倒U型管蒸汽发生器流量分配计算程序,采用基准实验对程序正确性和可靠性开展验证;最后,利用流量分配程序计算蒸汽发生器倒U型管管组的流量分布情况,研究管高、管长以及一/二次侧换热系数对蒸汽发生器内流量分配的影响。结果表明,所开发流量分配程序计算结果与实验吻合良好;在选定的自然循环工况下,该蒸汽发生器中长管更易发生倒流,且倒流现象呈现分布范围广、单管流量低的特点;倒U型管内正流流速与管长成反比,与管高成正比,倒流流速随着管长的增加保持不变,与管高呈反比关系;传热系数较低时,总流量与传热系数成反比关系,当传热系数高于特定值后部分管内发生倒流,总流量骤降。 相似文献