Coupling effect between film boiling heat transfer and evaporation drag around a hot-particle in cold liquid

Extremely rapid evaporation could occur when high-temperature particles contact withlow-temperature liquid. This kind of phenomenon is associated with the engineering safety and the problems in high-transient multi-phase fluid and heat transfer. The aim of our study was to design and build an observable experiment facility. The first series of experiments were performed by pouring one or six high-temperature particles into a low saturated temperature liquid pool. The particle's falling-down speed was recorded by a high-speed camera, thus we can find the special resistant feature of the moving high-temperature particles, which is induced by the high-speed evaporation surrounding the particles. The study has experimentally verified the theory of evaporation drag model.     

对蒸发曳力模型的修正

建立了一套研究高温小球落水的工程热物理基础实验装置。在此装置上进行了一系列实验,证实了蒸发曳力模型的可信性．同时也发现其局限性：对蒸发曳力模型进行了修正,增加考虑了辐射热在液体内部和汽液交界面的分布及对流换热对小球落水阻力的影响,扩大了蒸发曳力模型的适用性。     

TACR压力管与排管间辐射换热分析

辐射换热是钍基先进CANDU型反应堆(TACR)压力管和排管间换热的主要途径.本文以灰体辐射模型和电网络分析方法为基础建立了TACR压力管和排管间辐射换热的计算模型,利用该模型计算了给定温度边界和热流密度边界的情况下,压力管和排管间的辐射换热能力.计算结果表明,该模型可以用于TACR压力管和排管间辐射换热能力的计算.     

Laminar Flow with Simultaneously Effects of Mixed Convection and Thermal Radiation in a Channel

Present study investigates the effects of combined mixed convection and thermal radiation for laminar ascending flows. Finite volume method is applied for solving mass, momentum and energy balance equations simultaneously and for radiation transfer equation (RTE) discrete ordinate method is used. Temperature-dependent thermophisycal properties are considered for absorbing–emitting–scattering medium (H₂O and CO₂ gases) when solving governing equations. Results are presented in terms of velocity and temperature fields, surface heat flux and total Nusselt number. Results show that thermal radiation speeds the development of velocity and temperature fields, delay reverse flow occurrence and enhances total Heat Transfer but decrease buoyancy effects.     

同轴交叉三扭带强化单相流体对流换热特性分析

核动力装置的非能动安全系统采用了大量的各类换热器。在自然循环条件下,换热器内的流动较弱,换热系数较低,处于层流状态。为了强化换热器的换热效果,提出了一种新型扭带——同轴交叉三扭带(CCTTT),并对换热管内插入不同扭率(2、3、4、∞)的CCTTT以强化水的换热效果进行了数值模拟研究。结果表明,在雷诺数Re=40～1200的范围内,CCTTT能有效强化换热器内流体的单相对流换热。随着扭率的减小,CCTTT的强化换热效果增强,评价准则数(PEC)增大。扭率为4.0的CCTTT的PEC是2.02,而扭率为2.0的CCTTT的PEC可达2.64。通过与其他工作介质比较发现,相同Re时,随着流动工质普朗特数的增大,CCTTT的PEC均增大。     

SADHANA facility for simulation of natural convection in the SGDHR system of PFBR

The Prototype Fast Breeder Reactor (PFBR) is a 500 MWe sodium cooled pool type fast reactor being constructed at Kalpakkam, India. PFBR has all the reactor components immersed in the pool of sodium and the fission heat generated in the core, is removed by the sodium circulating in the pool. During normal operation this fission heat is transferred by primary sodium to secondary sodium, which in turn transfers the heat to water in the steam generator for producing steam. The removal of the decay heat generated in the reactor core after the reactor shutdown is also very important to maintain the structural integrity of reactor core components. PFBR employs two independent systems namely, Operational Grade Decay Heat Removal system (OGDHRS) and Safety Grade Decay Heat Removal System (SGDHRS) for decay heat removal. SGDHR system is a passive system working on natural convection to ensure the core coolability even under station blackout condition. It is very important to study the thermal hydraulic behavior of Safety Grade Decay Heat Removal system of PFBR to ensure its reliable operation. A scaled down model of the circuit, named SADHANA has been modeled, designed, constructed and commissioned for demonstration and evaluation of these systems. The facility has completed around 2000 h of high temperature operation. The performance of the experimental system is satisfactory and it meets all the design requirements. At 550 °C sodium pool temperature in test vessel the secondary sodium loop generated a sodium flow of 6.7 m³/h. These experiments have revealed the adequacy and capability of SGDHR system to remove the decay heat from the fast breeder reactor core after its shutdown.     

小流速工况下窄间隙矩形通道临界热流密度研究

板型燃料堆芯常压池式反应堆在事故下的自然循环工况是由零流速逐步建立起来的．这一过程必须工作在临界热流密度(CHF)限值之下。对此进行了上升流小流速窄间隙矩形通道内的CHF试验研究,并与Sudo公式的预测值进行了对比。结果表明,低流速下的CHF随着质量流速的增加而增加．虽然大部分试验数据低于Sudo预测值,但仍然在Sudo公式-33％偏差范围内。     

转运通道中燃料组件自然对流传热特性试验研究

针对燃料组件滞留转运通道期间的自然循环传热过程开展了试验研究。获得了承载器顶角区域加热棒的试验数据,并拟合出传热经验关系式。计算结果与试验结果比较表明,该关系式能较好地计算顶角区域加热棒顶部局部努塞尔数Nu。并通过试验数据证实了在相同的燃料棒热流密度和承载器进口水温条件下,最靠近承载器顶角位置的1号棒的传热能力最差,壁温最高。     

乏燃料贮存罐内的自然对流传热特性数值分析

利用三维流场计算程序PHOENICS 3 2研究了水平布置干式乏燃料贮存罐内的自然对流传热特性 ,将计算结果与文献的实验数据及计算结果进行了对比分析 ,符合较好。采用同样的布置方式及 2 0 0MW低温供热堆燃料组件的结构及余热功率参数 ,分别采用氮气及水作为工质进行了计算 ,以研究乏燃料贮存罐应用于低温供热堆的可能性。从计算结果中还发现水作为工质的换热效率比氮气高     

高流速下窄矩形通道内临界热流密度试验研究

在常压下,对具有窄间隙的矩形通道进行了下降流大流速临界热流密度试验研究。研究发现：大流速下临界热流密度随着流速的增加而呈线性增加,随出口含汽量的增加而减小Sudo公式的预测值较试验值要小在人口参数相同时。即相同的人口过冷度和质量流速式矩形通道的长度对临界热流密度的影响较小;如果从出口质量流速和出口含汽量来看,在相同的出口参数下,长度的增加将显著降低临界热流密度。     

大功率先进压水堆IVR有效性评价中熔池换热研究

熔融物堆内滞留-压力容器外部冷却（IVR-ERVC）是一种重要的核电厂严重事故缓解措施。当前针对IVR有效性评价的方法主要是基于集总参数模型对下封头熔池换热进行分析。在大功率先进压水堆熔池集总参数法计算中,堆芯重量变大、压力容器尺寸增加会导致熔池自然对流换热中的瑞利数Ra ′增大。通过使用集总参数分析程序,对比研究熔池氧化层各换热模型的适用范围,计算大功率先进压水堆高瑞利数条件下稳态熔池的自然对流换热,模拟两层稳态熔池模型中压力容器外壁面的热流密度分布,对其进行选定严重事故序列下的IVR-ERVC有效性评价,并对堆内构件设计提出建议。     

斜微肋扁管单相对流换热实验研究

以单相水为介质,对肋高或结构尺寸不同的4种斜微肋扁管的换热与阻力特性进行了实验研究,并根据工程实际需要,选用适当的方法对斜微肋扁管在实验范围内的强化换热效率指标进行评价,确定了斜微肋扁管的最佳工作区域。结果表明：斜微肋扁管的管内换热系数明显高于光管,换热系数最高可达光管的5.9倍,在换热面积和泵功率相同的情况下,斜微肋扁管最佳工作区域的平均换热量均可达光管的3倍以上。     

DNB后膜态沸腾传热计算模型

提出膜态沸腾传热的物理模型,建立相应的数学模型,对DNB后膜态沸腾传热特性进行分析,通过实验数据确定关系式系数,得到了DNB后膜态沸腾传热计算模型.本文提出的理论计算模型与现有不同工况范围内取得的实验数据和已有计算模型进行了比较分析,并对计算偏差进行了统计计算.比较结果表明,本文的计算结果与实验数据符合较好,且相对于已...     

含内热源多孔介质的局部换热特性实验研究

建立了含内热源的多孔介质模型.该模型以水作为流动介质,流道内填满金属颗粒球,金属颗粒球呈正三角形排列.作为内热源的金属球内镶嵌电阻丝.在此模型的基础上,通过实验研究了流速、金属球壁面温度对含内热源多孔介质局部换热特性的影响规律.研究结果表明:压力对换热特性几乎没有影响;低热流密度下,表面热流密度对换热特性没有显著的影响;高热流密度时,换热系数随热流密度的增大而增加;冷却剂进口温度与换热系数成反比;球层区有入口效应存在,但是影响区域明显小于管内流体的流动区域;获得了幂指数形式的无量纲换热准则关联式,预测值与实验值误差在±10%以内.     

倾斜条件下强迫流动的传热特性研究

对倾斜条件下圆管内强迫流动的传热特性进行实验研究及数值分析。实验结果表明,对于单相流动,在浮力的作用下圆管内的传热呈现非对称状态;圆管上侧传热减弱,壁温升高,而圆管下侧传热增强,壁温降低。数值模拟的结果也是如此。以此为基础,提出引入倾斜条件下传热的修正因子,可以较好地预测倾斜条件下单相对流传热的变化幅度。对两相流动中的汽泡进行受力分析,揭示倾斜条件对两相传热影响不大的原因。     

低干度流动沸腾临界热流密度预测模型

基于近壁面气泡拥塞理论,针对高压力、低流速两相流动沸腾传热,建立适用于低蒸汽干度条件下的临界热流密度(CHF)预测模型。模型通过质量守恒方程进行气泡层与主流区域的极限流量传递计算,并采用能够考虑浮升力影响的气泡脱离直径计算公式以及一些现有的气泡脱离点、湍流速度分布和截面含气率等经验公式作为求解模型的本构方程。根据试验数据拟合得到气泡层临界含气率计算公式。模型的计算结果与试验数据吻合良好,在高压力、低流速条件下具有较高的预测精度。     

倾斜管内汽水两相流传热恶化区传热特性的研究

本文研究了φ32mm×3mm,倾角为14°和10°的不锈钢管内沸腾传热恶化特性。针对流动不均匀性,讨论了各参数沿周向分布的不均匀性,提出在整个传热恶化区域,存在两种不同的传热恶化机理,基于传热与流型有关的设想,首次采用两相折算流速来整理传热恶化数据,获得了折算流速与最大内壁超温峰值的关系曲线。实验研究证明,用两相折算流速来整理数据,不仅“浓缩”了数据,而且揭示了各运行参数间一些新的规律。     

超临界压力下竖直圆管内不同流体的传热特性

为了深入认识超临界压力下不同流体传热中的共性反映出的传热机理及物性导致的特性差异,以水和氟利昂R134a为工质分别在SWAMUP回路和SMOTH回路上开展了竖直圆管内上升流传热试验。在正常传热、传热强化、小质量流速时浮升力导致传热恶化和大质量流速时加速效应导致传热恶化的工况中,氟利昂和水的换热系数（HTC）随无量纲温度表现出一致的变化规律。浮升力无量纲数_πB增大,换热系数与经典关系式计算值之比减小;加速效应无量纲数_πA较小时,换热系数比随_πA的增大而增大,达到峰值后换热系数比随_πA的增大而减小。_πB对超临界水试验数据的相关性更佳,而_πA对超临界氟利昂试验数据的相关性更好。无量纲数表征的超临界压力下传热规律的高度相似性初步验证了以模化流体氟利昂R134a研究超临界水传热特性是合理可行的。     

水平管内含空气蒸汽强制对流冷凝换热模型研究

为研究含空气蒸汽在水平管内强制对流冷凝换热特性,基于对传热传质过程的分析,建立了管内为环状流与波状流条件下的流动冷凝换热模型。从潜热、显热和液膜3个环节对整个换热过程进行建模,最终得到计算局部冷凝换热系数的理论关系式。模型预测结果与实验数据的对比表明,二者相对偏差在±20%以内,验证了该换热模型的准确性与适用性。通过进一步的研究发现：从换热管入口至出口,随着冷凝的进行,管内换热主要热阻由液膜热阻向气液界面的凝结热阻转变;主流气体对流换热过程基本可忽略。