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蒸汽射流冷凝过程具有强烈的凝结换热能力,广泛应用于先进非能动反应堆安全系统中,但该过程会产生强烈的压力振荡现象。为研究蒸汽浸没射流冷凝振荡现象的本质,从基本守恒方程式出发,建立了气泡边界层质量交换模型、气泡控制方程模型、气泡内蒸汽压力计算模型、水池中任意位置处压力计算模型等关键模型,构建了模拟水池中蒸汽气泡冷凝振荡过程的热工水力模型。运用建立的气泡半径和水池内压力的计算模型获取气泡半径和压力随时间变化的规律,并与Chun实验和Fukuda实验的实验数据进行比对,验证了模型的有效性,为后续开展冷凝振荡机理研究打下理论基础。 相似文献
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采用无网格粒子混合法(MPS-MAFL)模拟氟里昂气泡在过冷液池中的冷凝现象,对同一气泡在不同过冷度下的冷凝行为进行敏感性分析,对气泡中含有不凝气体的情况进行分析研究.模拟结果表明:气泡冷凝开始后,冷凝会使气泡内的压力降低,气-液界面开始收缩;在冷凝后期,气泡内压力会超过环境压力;气泡破碎时会产生一个压力脉冲;气泡在一... 相似文献
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直接接触冷凝直接影响核反应堆安全壳抑压系统的性能。本文针对竖直向下浸没式直接接触冷凝流型开展实验研究,采用高速摄影仪记录不同湿阱过冷度条件下的蒸汽冷凝过程,依据流型特征划分了喘振、管外颈缩、向上球型脱落、向上T型脱落4种冷凝流型。研究了各流型对湿阱热分层的影响。实验结果表明,喘振流型和管外颈缩流型会增强湿阱内流体搅混,不易发生热分层,而向上球型脱落流型和向上T型脱落流型易引起热分层。理查森数(Ri)可作为流型转变的无量纲数,Ri<1时为管外颈缩流型,Ri>1时为向上脱落流型。 相似文献
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本文基于实验方法,通过高速摄像的方法捕捉不同直径下的气泡破裂过程及射流液滴的释放过程,获得了气泡破裂后气泡空腔的演变过程,捕捉了射流液滴的速度,探究了气泡直径和气泡表面寿命对射流液滴释放过程的影响规律。实验结果表明,气泡表面寿命对气泡破裂产生射流液滴的过程有着重要影响。随气泡表面寿命的增加,破裂气泡产生的射流液滴的速度也随之增加。当气泡直径较小时,气泡表面寿命呈现Rayleigh分布的特征,射流液滴的释放概率也较高。随气泡直径的增加,气泡表面寿命逐渐转变为指数衰减分布的特征,射流液滴的释放概率也随之下降。基于现有实验数据给出了一个精度更高的射流液滴速度与气泡直径关系式。 相似文献
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《原子能科学技术》2021,(2)
本文基于实验方法,通过高速摄像的方法捕捉不同直径下的气泡破裂过程及射流液滴的释放过程,获得了气泡破裂后气泡空腔的演变过程,捕捉了射流液滴的速度,探究了气泡直径和气泡表面寿命对射流液滴释放过程的影响规律。实验结果表明,气泡表面寿命对气泡破裂产生射流液滴的过程有着重要影响。随气泡表面寿命的增加,破裂气泡产生的射流液滴的速度也随之增加。当气泡直径较小时,气泡表面寿命呈现Rayleigh分布的特征,射流液滴的释放概率也较高。随气泡直径的增加,气泡表面寿命逐渐转变为指数衰减分布的特征,射流液滴的释放概率也随之下降。基于现有实验数据给出了一个精度更高的射流液滴速度与气泡直径关系式。 相似文献
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应用高速摄影技术拍取气-液两相流水平管中3种典型流型的动态图像视频,对每一帧图像的平均灰度脉动信号进行提取;将提取的信号进行多尺度固有模态函数分解,然后与极差/标准偏差(R/S)分析方法相结合,提取各尺度的HURST指数和双分形特征.对气-液两相流的3种典型流型进行了气泡群和单个气泡2种形式的动力学行为分析,应用峭度系... 相似文献
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气液两相流的研究在核反应堆工程中具有重要的应用价值。文章以处理高温颗粒沉降冷池实验图像为例,介绍基于数字图像识别技术的气液两相流参数检测方法。通过利用差影算法减少背景噪声、图像的二值化处理和填充处理、气泡特征分析、气泡中心坐标的确定等得到两相流中气泡、液滴和颗粒的尺寸和运动速度以及气膜分布等两相流重要参数。 相似文献
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矩形窄流道内汽泡生长会直接改变相界面浓度,从而影响流道的传热传质性能。为获得适用于窄流道内不同类型的汽泡生长模型,基于通体可视的实验本体,开展壁面沸腾流动换热实验。基于传热能量方程,研究过冷沸腾中汽泡滑移与冷凝前期两种情况下汽泡生长模型。实验结果表明汽泡呈现两种形式的生长,即汽泡滑移生长以及冷凝前期生长。建立了两种情况下的汽泡生长模型,实验数据验证模型误差在20%以内。因此,本研究能为沸腾两相数值模拟提供更加精细化的汽泡生长模型,从而提高汽泡行为的预测精度。 相似文献
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D.M. Norris W.H. McMaster C.S. Landram D.F. Quiñones E.Y. Gong N.A. Macken 《Nuclear Engineering and Design》1980,58(2):301-313
We describe a computer code that combines an Eulerian incompressible-fluid algorithm (SOLA) with a Lagrangian finite-element shell algorithm. The former models the fluid and the latter models the containing structure in an analysis of pressure suppression in boiling-water reactors. The code (PELE-IC) calculates loads and structural response from air blowdown and from the oscillatory condensation of steam bubbles in a water pool. The fluid, structure, and coupling algorithms are tested by recalculating problems that have known analytical solutions, including tank drainage, spherical bubble growth, coupling for circular plates, and submerged cylinder vibration. Code calculations are also compared with the results of small-scale blowdown experiments. 相似文献
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D.M. Norris Jr. W.H. McMaster C.S. Landram D.F. Quiones E.Y. Gong N.A. Macken 《Nuclear Engineering and Design》1980,59(2)
We describe a computer code that combines an Eulerian incompressible-fluid algorithm (SOLA) with a Lagrangian finite-element shell algorithm. The former models the fluid and the latter models the containing structure in an analysis of pressure suppression in boiling-water reactors. The code (PELE-IC) calculates loads and structural response from air blowdown and from the oscillatory condensation of steam bubbles in a water pool. The fluid, structure, and coupling algorithms are tested by recalculating problems that have known analytical solutions, including tank drainage, spherical bubble growth, coupling for circular plates, and submerged cylinder vibration. Code calculations are also compared with the results of small-scale blowdown experiments. 相似文献
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The mechanics of the condensing behavior of vapor bubbles in a subcooled bulk flow is complicated and influenced by both heat and mass transfer. To examine the characteristics of such thermal-nonequilibrium two-phase flow, experimental and analytical researches have been made. In the experiment, the movement of each vapor bubble in a flowing channel was recorded on video tapes and analyzed by an image processing system. As result, the distributions of void fraction along the test section were obtained. In the analysis, a simple analytical model was introduced to predict the distributions of void fraction and liquid subcooling temperature. By considering the rate of vapor condensation along the flow direction, the differential equation of energy balance between two phases was obtained. Integration of this equation yielded the void fraction and bulk liquid subcooling at any position. The condensation rate was estimated as a function of the local liquid subcooling, interfacial area and mass velocity. Finally, a close fit between calculated results and experimental data was obtained. 相似文献
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补水箱是核反应堆安全系统中的重要设备。事故工况下补水箱内可发生剧烈的直接接触冷凝过程,导致补水箱内压力的迅速降低乃至振荡,影响补水箱的安全注入功能。为提高对补水箱安注行为预测的准确性,本文基于射流速度分布理论和假想管嘴分析方法,考虑液相的温度分层对传热温差的影响,结合补水箱内直接接触冷凝的一般过程,建立了针对性的冷凝传热计算方法。利用该模型对现有实验数据进行了预测,符合良好,初步验证了模型的有效性。相关研究有助于提高补水箱安注过程和相关事故安全分析的准确性。 相似文献