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81.
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
82.
以活性分散翠蓝2G-SF和改性散毛纤维为原料,以超临界二氧化碳代替传统染色中的水作为染色介质,研究了压力、温度及时间对上染率的影响,得出最佳工艺条件:压力27MPa,温度120℃,时间90min。利用超临界二氧化碳对散毛纤维直接染色可达到传统水浴染色效果,并具有染色工艺流程短、纤维染色质量好、环境效益显著等特点。 相似文献
83.
在压力p=23~28 MPa、质量流速G=350~1 000 kg/(m2•s)、热流密度q=200~1000 kW/m2的试验参数范围内,对2×2棒束内超临界水的传热特性进行了试验研究。试验得到了加热管周向壁温分布规律,并就出现周向温度差异的原因进行了分析。此外,给出了压力、质量流速及热流密度等系统参数对平均传热特性的影响,分析了低质量流速下出现的传热恶化现象。试验结果表明:加热管周向壁温并不均匀,边角子通道壁温最高,中心子通道壁温最低,周向壁温的高低与横截面流通面积的不均匀性紧密相关。随着热流密度的提高或质量流速的降低,超临界水的传热受到抑制,当q/G增大到一定程度时,棒束内发生传热恶化。 相似文献
84.
基于类三角形子通道超临界水的传热试验,建立了超临界水冷堆三角形子通道物理模型。采用雷诺应力湍流模型SSG,在压力为23~28 MPa、质量流速为700~1300 kg/(m2•s)、热流密度为200~1000 kW/m2参数范围内,对棒径8 mm、栅距比为1.4的子通道内超临界水流动与传热特性进行了数值研究。分析了系统参数对流动和传热特性的影响,对比了不同焓区的二次流特性。结果表明:采用SSG模型对超临界水冷堆三角形子通道内流动传热的CFD模拟结果与试验数据较吻合。质量流速越高,传热能力越强;子通道换热系数峰值随压力的提高而减小;热负荷越高,内壁温度越高;在大比热容区换热系数峰值随热流密度的增大而明显减小,传热存在恶化趋势。超临界区子通道内在与主流垂直方向形成了明显的二次流,存在6个对称的漩涡,二次流速最大值出现在子通道窄缝区间隙。通道内不同焓区二次流结构相似,但二次流强度随焓的提高而增大。 相似文献
85.
由于高的热效率和简单的系统组成,超临界水堆(SCWR)被认为是第四代核反应堆的一种选择。超临界水堆的关键问题之一是核心部件尤其是燃料组件包壳的材料。这些材料在高温下的力学性能、腐蚀和应力腐蚀开裂敏感性以及抗辐射性能等对核电厂的安全运行至关重要。本文对SCWR包壳候选材料的F/M类材料P92钢进行了高温低周疲劳实验研究。实验温度为600和650℃,控制方式为总应变控制,应变范围均为±0.2%~±0.6%。实验结果表明,在两种温度下,P92钢均为循环软化材料,但未出现循环稳定现象。由于温度升高,塑性增强,P92钢在650℃下的宏观裂纹出现周次比率随应变范围的增加,下降比较平缓,且650℃下的失效寿命显著高于600℃下的失效寿命。并得到了两种温度下的稳定循环应力-塑性应变的关系以及循环失效寿命和应变的关系。 相似文献
86.
600MW超临界机组RB功能控制策略及应用研究 总被引:1,自引:0,他引:1
以惠来靖海电厂600MW超临界机组为例,针对超临界机组故障减负荷(runback,RB)功能的稳定投运对提高机组运行安全性、经济效益和社会效益的重要作用,研究和分析了超临界机组送引风机RB、给水泵RB、一次风机RB和空气预热器RB的控制策略、超临界直流炉RB动态特性、具体优化措施和现场试验情况,对同类机组RB试验的实施提供参考依据。 相似文献
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