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核反应堆中,流动的冷却剂轴向冲刷燃料棒可能导致其振动,产生微动磨损,对整个核电厂的安全性以及经济性有重要影响。带格架棒束流致振动特性的研究是微动磨损研究的基础。本文基于欧拉-伯努利(Euler-Bernoulli)梁理论,采用动网格技术,通过Fluent实现流固耦合数值计算,并与不考虑振动耦合时的流场分布进行比较分析。重点分析了湍流强度、轴向速度等主要流体参数对振动位移均方根的影响,以及轴向流中流致振动机理。结果表明:燃料棒的振动位移均方根随着流速的增大而增大;燃料棒径向两侧的压力脉动是造成振动的因素之一;定位格架改变了较大振动出现的位置,明显加强了振动响应。 相似文献
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为了深入认识燃料棒束格架条带流致振动特性,本文采用各种不同尺寸的平直条带进行流致振动实验研究,并获得了条带的流致振动特性。在实验研究范围内,条带的振动响应分为湍流激振与涡激振动2部分。湍流激振响应以条带的一阶模态为主,且条带湍流激振响应随流速的增加而增大。对于涡激振动,实验测得的St数范围在0.2~0.25之间;通过对实验数据进行分析,观察到了锁频现象。对于同一条带,低阶模态锁频范围比高阶的大;对不同厚度条带,随着厚度的增加,同阶模态锁频范围逐渐变小;对不同长度条带,长条带的同阶模态锁频范围比短条带的大。 相似文献
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控制棒组件在事故工况下的落棒时间是保证核电站安全运行的重要参数之一。控制棒组件下落过程中弹性结构会与流体发生耦合作用并引起结构的横向振动,较大的横向振动位移会导致控制棒组件与导向管之间发生相互碰撞并影响落棒过程的计算。为了研究落棒过程中的流致振动及摩擦作用,本文将对落棒过程中的流体-结构横向耦合作用进行分析。首先将控制棒与导向管视为弹性体建立了流体-结构横向耦合振动方程,然后将流体力按性质分别进行计算,并考虑了不同导向管间的相互影响。结果表明落棒过程中的摩擦力并不为零,而且地震工况下的摩擦力较大。本文对落棒过程中的流体-结构耦合作用的分析是合理的,可为现有落棒分析模型起到进一步完善作用。 相似文献
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本文研究在环形流道热入口区以及壁面热流沿轴向变化的棒束流道中液金属钠的传热。首先求解在恒定的壁面热流的环形流道中的能量方程。然后把基本解推广到壁面热流沿轴向变化的棒束流道中。理论结果与实验结果吻合良好。研究结果表明,液钠的热入口效应与普通流体很不相同。 相似文献
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事故条件下路基核反应堆以及受到海洋条件附加惯性力影响的浮动核反应堆一回路冷却剂会处于非稳定流动状态,进而改变冷却剂的流动和传热特性,影响反应堆的安全运行。本文应用锁相粒子图像测速(PIV)以及折射率匹配技术分别对脉动流条件下有无定位格架棒束通道内瞬时速度进行了测量。实验结果表明:对于不带定位格架的棒束通道,加速使得靠近通道壁面附近流体速度变大,而靠近中心区域流体速度变小。此外湍流强度分量随流体加速而逐渐变小,随流体减速而逐渐增加。对于流向压力梯度驱动的周期性脉动流,横向脉动速度均方根分量u′滞后于流向脉动速度均方根分量v′,且二者都滞后于流速的变化;对于带定位格架的棒束通道,带有搅浑翼的定位格架强烈的交混作用极大地减小了流体加速度对棒束通道内速度分布和湍流强度带来的影响。实验结果有助于更加清晰地揭示脉动流在棒束通道中的作用机理。 相似文献
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燃料棒束作为压水堆燃料组件的组成部分,其热工和结构特性直接关系到反应堆的安全。本文利用ANSYS WORKBENCH软件分析了冷却剂在5×5含定位格架燃料棒束通道内流动的分布,采用冷却剂与燃料棒束多场耦合的方式研究了燃料棒束的流动传热特性和结构形变特性。结果表明:定位格架扰动冷却剂形成横向二次流并在下游棒束间形成绕流;多场耦合条件下二次流峰值速度和平均速度均小于单流场的;二次流与燃料棒的热应力使棒束发生形变,功率和流动分布的不均匀导致形变在轴向和径向的不均匀;相较于无格架情况,定位格架的存在使冷却剂的搅混流动更加明显,冷却剂对燃料棒冲击增大;在有、无定位格架两种情况下棒束形变均很小,可保持原本结构的稳定。 相似文献
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棒束燃料元件子通道间流体存在搅混与横向二次流,流动及阻力特性相较矩形通道、圆管等简单通道更为复杂。核动力舰船、船舶、小型浮动核电站等会受到海浪影响,经常处于倾斜、摇摆、垂荡等瞬变运动下。目前的相关研究多集中在低压工况的研究领域,高温高压自然循环运动条件下的研究较少。本文采用实验研究方法,对自然循环系统摇摆条件下棒束通道内流动传热特性进行了研究,获得了过冷沸腾和饱和沸腾两种条件下摇摆角度和摇摆周期对棒束壁面温度变化和传热系数的影响,并获得了摇摆周期内棒束通道内的传热系数计算关系式。结果表明,饱和沸腾传热系数变化比过冷沸腾的剧烈;在本文实验工况范围内,棒表面传热系数波动幅值随着摇摆幅度的增大而增大;摇摆条件下棒束通道过冷沸腾和饱和沸腾工况时均传热系数基本不变。 相似文献
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An analytical calculation has been performed to predict the turbulent friction factor in a rod bundle. For each subchannel constituting a rod bundle, the geometry parameters are analytically derived by integrating the law of the wall over each subchannel with the consideration of a local shear stress distribution. The correlation equations for a local shear stress distribution are supplied from a numerical simulation for each subchannel. The explicit effect of a subchannel shape on the geometry parameter and the friction factor is reported. The friction factor of a corner subchannel converges to a constant value, while the friction factor of a central subchannel steadily increases with a rod distance ratio. The analysis for a rod bundle shows that the friction factor of a rod bundle is largely affected by the characteristics of each subchannel constituting a rod bundle. The present analytic calculations well predict the experimental results from the literature with rod bundles in circular, hexagonal, and square channels. 相似文献
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Mary V. Holloway Donald E. Beasley Michael E. Conner 《Nuclear Engineering and Design》2008,238(4):848-858
The convective heat transfer for turbulent flow through rod bundles representative of nuclear fuel rods used in pressurized water reactors is examined. The rod bundles consist of a square array of parallel rods that are held on a constant pitch by support grids spaced axially along the rod bundle. Split-vane pair support grids, which create swirling flow in the rod bundle, as well as disc and standard support grids are investigated. Single-phase convective heat transfer coefficients are measured for flow downstream of support grids in a rod bundle. The rods are heated using direct resistance heating, and a bulk axial flow of air is used to cool the rods in the rod bundle. Air is used as the working fluid instead of water to reduce the power required to heat the rod bundle. Results indicate heat transfer enhancement for up to 10 hydraulic diameters downstream of the support grids. A general correlation is developed to predict the heat transfer development downstream of support grids. In addition, circumferential variations in heat transfer coefficients result in hot streaks that develop on the rods downstream of split-vane pair support grids. 相似文献
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The generalized simple, transient, integral energy balances based on the average properties for the fuel and cladding have been used in our new multichannel thermal-hydraulic model for calculating the transient behavior of coolant in the rod bundle. This model was developed to provide a simple useful tool for analyzing the flow and thermal transients in a rod bundle with reasonable accuracy, and to understand the fundamental characteristics of flow in the rod bundle under both normal and abnormal condition of reactor-core operation. 相似文献
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定位格架作为燃料组件的关键部件之一,直接影响到燃料组件的热工性能。本文对带结构格架(MVG)和跨间搅混格架(MSMG)的5×5全长加热棒束单相流场和温度场采用计算流体力学(CFD)程序进行数值分析研究,获得该特征棒束组件出口二次流场以及温度场分布特性。研究表明,定位格架下游流场受定位格架和距离的影响,定位格架上游流场对下游二次流几乎无影响,定位格架导致流体强烈的横向二次流,增强了流体和加热棒之间的换热能力,使得棒束子通道截面流体温度更加均匀。与5×5全长棒束出口子通道温度的实验数据对比分析表明,获得的计算模型可以较好地分析该型棒束组件结构温度场行为。 相似文献