首页 | 本学科首页   官方微博 | 高级检索  
相似文献
 共查询到17条相似文献,搜索用时 265 毫秒
1.
根据并联通道的结构特点,建立了合理的数学物理模型,采用半隐式差分和交错网格技术对超临界水并联通道中的流动传热进行了数值模拟。运用小扰动法验证了超临界水密度波型流动不稳定的发生,并计算了流量、入口温度、入口压力对其流动不稳定性发生边界的影响。并联通道系统的稳定性随入口压力和入口流量的增大而增强,随入口温度的增大而减弱。  相似文献   

2.
并行双通道内超临界水流动不稳定性数值分析   总被引:2,自引:0,他引:2  
采用时域法对超临界水冷堆(SCWR)中可能出现的并行通道流动不稳定性进行分析,建立适用于并行双通道内超临界水流动不稳定性分析的数值计算模型,对质量、动量及能量方程进行隐式差分离散求解,自行编制计算程序SCIA。采用SCIA分析双通道结构堆芯流动特性,计算得到超临界条件下的水动力曲线,研究了系统参数对超临界水流动稳定性的影响规律。结果表明:静态流动不稳定性在SCWR中很难发生;超临界下的系统参数影响规律与亚临界具有相似性。  相似文献   

3.
针对国内外超临界水流动不稳定性实验研究的匮乏,结合并联双通道实验研究和数值计算成果,对影响实验可行性的通道不对称性进行了分析和讨论。分析了超临界水并联双通道流动不稳定性实验中流量脉动的变化过程,并采用自编程序对系统的稳态特性和瞬态特性进行求解。结果表明:双通道流量不对称会降低实验的可行性;流量不对称性由几何结构不对称性引起;超临界水的物性变化规律导致流量不对称性在流体温度跨过拟临界的过程中被放大;流量不对称的程度受流体温度和双通道总流量影响,实验过程中可通过减小双通道总流量来提高实验的可行性。  相似文献   

4.
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   

5.
对开式自然循环系统的启动过程进行了实验研究,并详细分析了不同加热功率和不同入口过冷度条件下系统出现的实验现象和流动特性,最后给出了自然循环系统在启动过程中的流动不稳定性边界图。结果如下:在低加热功率下,随着入口过冷度的减小系统会依次经历单相稳定、两相振荡和两相稳定流动;增大加热功率会使系统的两相流动不稳定范围增大,甚至很难形成稳定的两相流动。在两相振荡阶段,系统会出现由闪蒸诱发的不稳定流动以及由沸腾喷发和闪蒸共同诱发的不稳定流动两种模式,这两种不同模式的流动不稳定性均属于密度波不稳定性。  相似文献   

6.
以截面尺寸为50 mm×2 mm的矩形并联双通道为实验本体,开展了倾斜条件下密度波流动不稳定性实验研究。主要参数范围为:压力,3~8 MPa;质量流速,300~800 kg/(m2•s);入口温度,180~270 ℃;倾斜角度,0°~30°。通过分析实验结果,得到了系统压力、质量流速、入口过冷度以及倾斜角度对流动不稳定性界限参数的影响规律,基于过冷度数Nsub和相变数Npch绘制了流动不稳定边界,并通过实验数据拟合了包含Froud数和Δρ/Δρg的不稳定边界准则关系式。研究发现,在实验工况范围内,倾斜条件对密度波流动不稳定性无明显影响。  相似文献   

7.
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   

8.
《核动力工程》2015,(6):158-162
针对并联矩形通道,基于集总参数法建立了并联通道流动不稳定性分析模型,并基于此模型分析了非对称工况对系统稳定性的影响。分析结果表明,非对称工况对并联通道流动不稳定性有显著影响,在保持平均节流系数恒定的情况下,非对称节流的影响随压力增大而降低,随质量流速增大而增大;界限功率随加热不对称度增加呈先上升后下降趋势,且非对称加热的影响随压力增大而增大,随入口过冷度和质量流速增大而减小。  相似文献   

9.
针对超临界水冷堆(SCWR)中可能出现的流动不稳定性,采用自编程序SCIA对并联双通道内的超临界水流动不稳定的动态特性进行研究,得到系统的水动力曲线.研究结果表明:超临界水流量脉动周期约为流体流过通道时间的1~2倍;流量脉动沿轴向存在明显的相位差,进出口相位差约为180°;流量扰动在拟临界区域传播较快,在其他区域传播较慢;超临界水流动不稳定动态特性符合密度波流动不稳定性的规律;流量漂移在SCWR中很难发生.  相似文献   

10.
运用ANSYS平台下的CFX软件,对超临界水自然循环回路进行了数值模拟计算,得出超临界水自然循环流量和换热系数随功率的变化趋势。在研究范围内,随着功率的增加,自然循环流量和换热系数先逐渐增大,然后达到一个最大循环流量和换热系数。此后随着功率的继续增加,自然循环流量和换热系数将逐渐减小。流动换热进入密度波不稳定状态。在最大循环流量和换热系数附近时,加热器的出口温度接近拟临界温度点附近。通过数值模拟计算结果和国内已有的实验结果的比较,两者对比符合良好。  相似文献   

11.
反应堆发生破口事故时,由于堆内处于高温高压状态而外界压力很低,破口处可能出现临界流动现象,临界流动特性对事故进程有较大影响,破口临界流量的准确估算对超临界水堆的安全分析更为重要。针对喷放为两相流动的工况范围,以超临界CO2为工质,采用直径2 mm、长径比1~20的喷管试验段在超临界压力下开展了临界流稳态试验,获得了系统可靠的试验数据,研究了滞止压力、滞止温度以及喷管长径比对临界流量的影响。使用获得的超临界CO2试验数据验证了临界流热平衡通用模型的通用性和准确性,发现其可以较好地预测超临界工况下的临界流量。本文研究补充了临界流动试验数据库,为临界流模型的验证和改进积累了试验数据。  相似文献   

12.
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   

13.
利用遗传BP神经网络建立超临界水自然循环稳态流量预测模型,采用平均影响值(MIV)的概念进行参数敏感度分析。研究结果表明,遗传BP网络可以很好的预测超临界水自然循环稳态流量值,误差落在了±10%范围内。在所选的参数范围内,入口温度增大,稳态流量减小,提高试验段高度或减小加热段长度、出入口阻力系数可以使自然循环流量增加,其重要度排序为入口温度、试验段高度、入口阻力系数、出口阻力系数、加热段长度,且入口阻力系数、出口阻力系数、加热段长度影响基本对等。  相似文献   

14.
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   

15.
针对带定位格架的超临界水冷堆堆芯垂直上升类三角形子通道,开展超临界水的流动传热试验研究。反应堆堆芯类三角形子通道棒束直径为8 mm、栅距比为1.4,试验参数范围为:热流密度q=200~600 kW/m2、压力P=23~28 MPa、质量流速G=700~1300 kg/(m2·s)。分析了热流密度、压力和质量流速等热工参数对超临界水传热特性的影响。试验结果表明:定位格架处质量流速升高,流体扰动性增强,换热系数提升显著;在超临界压力下,提高压力会导致内壁温度上升,换热系数峰值降低;过高的热流密度会导致换热系数峰值降低,适当减小热流密度可提高换热性能;提高质量流速会导致内壁温度降低,换热系数峰值上升,能够显著提高换热性能。压力变化对定位格架区域传热特性影响较小,适当提升压力可提高系统安全性。   相似文献   

16.
A narrow annular test section of 1.5mm gap and 1800mm length was designed and manufactured, with good tightness and insulation. Experiments were carried out to investigate characteristics of flow instability of forced-convection in vertical narrow annuli. Using distilled water as work fluid, the experiments were conducted at pressures of 1.0~3.0 MPa, mass flow rates of 3.0~25 kg/h, heating power of 3.0~ 6.5kW and inlet fluid temperature of 20 ℃, 40 ℃ or 60℃. It was found that flow instability occured with fixed inlet condition and heating power when mass flow rate was below a special value. Effects of inlet subcooling, system pressure and mass flow rate on the system behavior were studied and the instability region was given.  相似文献   

17.
Supercritical water (SCW) has excellent heat transfer characteristics as a coolant for nuclear reactors. Besides it results in high thermal efficiency of the plant. However, the flow can experience instabilities in supercritical water reactors, as the density change is very large for the supercritical fluids. A computer code SUCLIN using supercritical water properties has been developed to carry out the steady state and linear stability analysis of a SCW natural circulation loop. The conservation equations of mass, momentum and energy have been linearized by imposing small perturbation in flow rate, enthalpy, pressure and specific volume. The equations have been solved analytically to generate the characteristic equation. The roots of the equation determine the stability of the system. The code has been qualitatively assessed with published results and has been extensively used for studying the effect of diameter, height, heater inlet temperature, pressure and local loss coefficients on steady state and stability behavior of a Supercritical Water Natural Circulation Loop (SCWNCL). The present paper describes the linear stability analysis model and the results obtained in detail.  相似文献   

设为首页 | 免责声明 | 关于勤云 | 加入收藏

Copyright©北京勤云科技发展有限公司  京ICP备09084417号