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采用去离子水作为实验工质,在低压低流速自然循环工况下开展了单面加热可视化窄矩形通道内的过冷沸腾摩擦阻力特性实验研究。实验中测量了实验段内的压降数据,并通过高速摄影仪拍摄了窄矩形通道内的气液两相图像,提出了过冷沸腾条件下的两相摩擦压降的剥离计算方法。基于本实验中获得摩擦压降数据,对分别基于均相流模型和分液相模型的经典两相摩擦压降计算关系式进行了评估,实验结果表明:采用不同等效黏度计算方法的均相流模型计算结果比实验值明显偏小;而分相流模型中,Sun and Mishiba关系式和Tran关系式均能够较好地预测摩擦阻力,计算值与实验值的平均相对偏差在±15%以内。结合实验数据,以分相流模型方法为基础,考虑全液相Reynolds数、Martinelli参数和Laplace数的影响,获得了计算分液相折算系数的经验关系式,与实验数据符合较好,平均相对误差在10%范围内。 相似文献
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以低压自然循环系统内产生的闪蒸现象为研究对象,对闪蒸驱动的稳定两相自然循环流动阶段的空泡份额变化规律进行分析,通过分析发现上升段入口流体温度及水箱液位高度都会对流动闪蒸汽化过程的规律产生影响,使得空泡份额径向和轴向分布不一样。通过分析,得出影响汽化过程的主要因素是流体过热度,可知减小上升段入口流体过热度,闪蒸起始点会下移,闪蒸两相段变长;随着闪蒸汽化的不断进行,流体过热度逐渐减小,轴向空泡份额先迅速增加而后逐渐变缓,径向空泡份额分布由“壁峰”型衍变成“核峰”型。然后,然后基于流体当地过热度变化,拟合给出了不同工况下轴向空泡份额计算关系式,与实验数据对比符合较好,相对误差在±15%以内。 相似文献
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为研究纯蒸汽在竖直管内非完全冷凝的换热特性,使用内径为25 mm的换热管进行实验,入口压力为0.1~0.3 MPa,蒸汽质量流速为12~70 kg/(m2·s)。研究了入口压力、质量流速和质量含气率对管内平均和局部冷凝换热系数的影响,判别了冷凝过程中液膜流态,分析了液膜湍流度和液滴夹带对竖直管内冷凝换热的影响。结果表明:冷凝换热系数随着质量流速和质量含气率的增大而增大,竖直管的冷凝换热系数随着入口压力的升高而降低。实验中的液膜流型主要在过渡流区间,液滴夹带的发生使局部冷凝换热系数提高。对比4种环状流冷凝换热关系式计算结果发现,Shah的经验关系式基本偏差在±30%以内,平均绝对偏差(MAD)为18.91%。基于实验数据提出的经验关系式,其计算值和实验值基本偏差在±10%以内。 相似文献
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自然循环系统由于具有固有安全性而被广泛应用于核电站中。等高差自然循环系统是一种特殊的系统,其加热段与水箱之间是通过上下水平段连接。在低流量条件下,这类自然循环系统会发生水箱冷水倒流至上水平段的现象,目前对该现象的研究并不常见。对等高度差自然循环系统的上水平段倒流特性进行了可视化实验研究。实验结果表明,上水平段倒流长度随流量的增加而减小,随着加热段出口流体与倒流流体温差的增大而增加。研究发现,上水平段倒流现象主要受加热段出口流体惯性力和与倒流流体形成的浮升力共同影响,并且倒流现象的发生可以通过Richardson数来判定。 相似文献
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