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含内热源有序饱和多孔介质通道内蒸汽-水两相流型可视化实验研究
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作者 张震 闫晓 +3 位作者 肖泽军 王雄 陈炳德 周慧辉 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2019年第2期1-5,共5页
采用均一球体形成多孔介质通道,通过高速摄像系统获得了多孔介质通道内两相流动影像数据,识别出多孔介质通道内蒸汽-水两相流动流型存在形式,幵研究了部分参数对流型转变的影响觃律。结果表明,多孔介质通道内的汽-液两相流型有泡状流、... 采用均一球体形成多孔介质通道,通过高速摄像系统获得了多孔介质通道内两相流动影像数据,识别出多孔介质通道内蒸汽-水两相流动流型存在形式,幵研究了部分参数对流型转变的影响觃律。结果表明,多孔介质通道内的汽-液两相流型有泡状流、泡状-弹状混合流、弹状流、弹状-环状混合流以及环状流5种;随着入口过冷度的增加,泡状流向过渡流转变以及过渡流向环状流转变时所对应的汽相表观速度呈现出逐渐增大的趋势;随着压力的升高,泡状流向过渡流转变以及过渡流向环状流转变时所对应的汽相表观速度呈现出逐渐减小的趋势。 展开更多
关键词 含内热源 多孔介质 蒸汽水 流型 可视化实验
超临界压力区域失压瞬态传热特性数值研究
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作者 李永亮 曾小康 +4 位作者 文彦 臧金光 闫晓 肖泽军 黄彦平 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2019年第4期32-38,共7页
采用Ansys Fluent 15.0开展水工质在超临界压力区域失压瞬态传热特性的数值研究。通过对比分析计算结果与实验数据,建立了合理的并适用于超临界压力区域失压瞬态工况的数值模拟方法。数值计算结果表明,在模拟的近临界点瞬态工况参数下,... 采用Ansys Fluent 15.0开展水工质在超临界压力区域失压瞬态传热特性的数值研究。通过对比分析计算结果与实验数据,建立了合理的并适用于超临界压力区域失压瞬态工况的数值模拟方法。数值计算结果表明,在模拟的近临界点瞬态工况参数下,实验段出口流体参数已超过该工况的拟临界点参数,但该参数仍处于物性参数急剧变化的拟临界点附近区域,实验段流体从入口区域的不可压缩流动转变为出口区域的可压缩流动,且拟临界点处的质量流速和压降梯度出现峰值。瞬态工况计算结果与Jackson公式计算结果对比分析表明,在临界点附近区域Jackson公式计算的努塞尔数比本文计算的努塞尔数高出20%~50%。 展开更多
关键词 数值研究 传热特性 失压瞬态 超临界压力
基于文丘里的湿气流量测量实验研究 预览
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作者 何灿阳 顾嘉祺 +2 位作者 胡桁聚 昝元锋 闫晓 《计算机测量与控制》 2019年第4期222-229,共8页
对可应用于民用湿天然气流量测量的小口径文丘里管进行了实验研究;通过一台气流式雾化器用氮气把水雾化成湿气,再通过一台入口直径6mm,直径比0.567的文丘里管进行在线流量测量,获得了一定工况参数范围内不同压力、气体密度弗鲁德系数和... 对可应用于民用湿天然气流量测量的小口径文丘里管进行了实验研究;通过一台气流式雾化器用氮气把水雾化成湿气,再通过一台入口直径6mm,直径比0.567的文丘里管进行在线流量测量,获得了一定工况参数范围内不同压力、气体密度弗鲁德系数和洛克哈特-马蒂内利参数下的湿气虚高特性数据;分析了洛克哈特-马蒂内利参数、气液密度比、气体密度弗鲁德系数、韦伯数和液气体积比对湿气虚高修正系数的影响;调研了基于差压流量计的7种虚高指数修正关系式,并根据实验数据改进了R-H关系式;提出了针对小口径文丘里测量湿气的气相流量计算模型;实验结果表明,在压力0.5~2.0 MPa,气体密度弗鲁德系数1.0~8.5,洛克哈特-马蒂内利参数0~0.34,气相体积比95%~100%范围内,该模型修正的气相流量相对误差小于士2.1%,气相均方根误差为1.2%,优于其他模型的修正结果。 展开更多
关键词 湿气 文丘里 虚高修正系数 两相流量测量
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窄空间内受限空泡演化特征的可视化实验研究 预览
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作者 陈德奇 李冲 +3 位作者 黄彦平 陆祺 王艳林 贺雪强 《原子能科学技术》 CSCD 北大核心 2018年第7期1250-1255,共6页
对窄空间内自然对流条件下的沸腾空泡演化行为进行了可视化实验研究。液相工质为去离子水,实验段采用聚碳酸酯材料,窄小空间尺寸为2mm×10mm×250mm。加热片采用FTO导电玻璃,从而实现从汽泡底部观察其生长特性。本文得到了不同... 对窄空间内自然对流条件下的沸腾空泡演化行为进行了可视化实验研究。液相工质为去离子水,实验段采用聚碳酸酯材料,窄小空间尺寸为2mm×10mm×250mm。加热片采用FTO导电玻璃,从而实现从汽泡底部观察其生长特性。本文得到了不同热流密度下的汽泡生长特性曲线,发现在汽泡生长过程中,其长度与宽度的变化均符合指数规律,且长宽比在生长末期在一个固定值附近波动。汽泡生长速度随热流密度的变化不呈线性关系,受多种因素共同影响。同时,还分析了窄空间流道内汽泡聚合过程的受限界面演化特性。 展开更多
关键词 受限空泡行为 汽泡生长 汽泡聚合 可视化实验
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带格架5×5燃料棒束流致振动特性数值研究 预览
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作者 陈德奇 刘海东 +3 位作者 黄彦平 袁德文 王艳林 高虹 《原子能科学技术》 CSCD 北大核心 2018年第5期954-960,共7页
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... 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。 展开更多
关键词 核反应堆 燃料组件 流致振动 数值研究
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水平圆管临界热流密度实验研究
6
作者 李昊翔 彭传新 昝元锋 《核动力工程》 CSCD 北大核心 2018年第1期43-46,共4页
对水平圆管内低质量流速临界热流密度(CHF)进行了实验研究和分析。实验研究发现,水平流动圆管沸腾临界发生在圆管加热壁面顶部。通过对沸腾临界发生时圆管出口的质量含汽率和流型进行分析发现,本文研究的参数范围内沸腾临界时的出口... 对水平圆管内低质量流速临界热流密度(CHF)进行了实验研究和分析。实验研究发现,水平流动圆管沸腾临界发生在圆管加热壁面顶部。通过对沸腾临界发生时圆管出口的质量含汽率和流型进行分析发现,本文研究的参数范围内沸腾临界时的出口含汽率高,流型为环状流,沸腾临界类型为干涸型(Dryout)。将经验公式预测值与实验结果进行比较发现,Bowring公式和Lookup table的预测值远大于CHF的实验值。导致此现象出现的主要原因为:Bowring公式和Lookup table是基于竖直流动CHF实验数据开发的模型,水平流动时在重力的作用下环状流液膜呈非均匀分布,顶部液膜干涸提前触发沸腾临界造成CHF值降低。 展开更多
关键词 临界热流密度 水平圆管 干涸
基于DVI管失水事故试验的CATHARE程序模拟评价
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作者 彭传新 李昊翔 +1 位作者 昝元锋 闫晓 《核动力工程》 CSCD 北大核心 2018年第1期64-68,共5页
采用CATHARE程序对直接注入(DVI)管失水事故(LOCA)试验进行了数值模拟。研究发现:DVI管LOCA中系统卸压、非能动安注、堆芯冷却等主要过程和物理现象得到了较好的模拟。一回路系统压力、堆芯补水箱(CMT)安注流量、安注箱(ACC)... 采用CATHARE程序对直接注入(DVI)管失水事故(LOCA)试验进行了数值模拟。研究发现:DVI管LOCA中系统卸压、非能动安注、堆芯冷却等主要过程和物理现象得到了较好的模拟。一回路系统压力、堆芯补水箱(CMT)安注流量、安注箱(ACC)安注流量、内置换料水箱(IRWST)安注流量以及堆芯流体温度等参数的计算结果和试验数据符合较好。研究结果表明,CATHARE程序可以用于失水事故下非能动安注系统瞬态特性模拟分析。 展开更多
关键词 CATHARE DVI管失水事故 非能动安注
均匀加热全长棒束过冷沸腾工况子通道参数场计算分析 预览
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作者 张君毅 闫晓 +2 位作者 肖泽军 徐建军 刘文兴 《原子能科学技术》 CSCD 北大核心 2018年第1期48-55,共8页
采用壁面热分配模型对PSBT基准题中的5×5均匀加热全长棒束过冷沸腾传热进行了数值模拟研究,分析了均匀加热全长棒束通道中不同子通道和加热元件表面参数沿轴向的发展过程和径向的分布特性。研究发现,角通道和边通道是弱对流区域... 采用壁面热分配模型对PSBT基准题中的5×5均匀加热全长棒束过冷沸腾传热进行了数值模拟研究,分析了均匀加热全长棒束通道中不同子通道和加热元件表面参数沿轴向的发展过程和径向的分布特性。研究发现,角通道和边通道是弱对流区域,其质量流速低于棒束平均值,但由于冷棒功率偏低,消除了流动不均衡性对传热效果的影响。在棒束径向方向,不同位置子通道间参数场存在差异,这是由于位于搅混格架横向导流对角方向的通道具有更有效的通道间对流效果,其传热效果更好。这种流动特性引起的参数差异在角通道中尤为显著。热棒表面过热度明显高于冷棒过热度,且位于非搅混格架横向导流方向的热棒具有更高的壁面过热度。 展开更多
关键词 PSBT 全长棒束 均匀加热 子通道 参数分布
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URANS与LES对带分裂式交混叶片定位格架5×5棒束通道流场数值模拟研究
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作者 王宁波 肖泽军 +2 位作者 周磊 昝元峰 闫晓 《核动力工程》 CSCD 北大核心 2018年第6期1-4,共4页
利用非定常雷诺平均纳维斯托克斯模拟(URANS)和大涡模拟(LES)对带分裂式交混叶片定位格架5×5棒束通道流动特性进行了研究。数值计算中建模考虑了格架条带、交混叶片等几何结构对流场的影响,并将模拟结果与MATiS-H基准实验进行了对... 利用非定常雷诺平均纳维斯托克斯模拟(URANS)和大涡模拟(LES)对带分裂式交混叶片定位格架5×5棒束通道流动特性进行了研究。数值计算中建模考虑了格架条带、交混叶片等几何结构对流场的影响,并将模拟结果与MATiS-H基准实验进行了对比。结果表明,URANS与LES均能较好地模拟格架下游3个流速分量时均值;对于格架下游流速分量脉动值,URANS中非定常SST k–ω模型几乎不能够模拟出流速脉动值,非定常RSM模型对于流速脉动值模拟比实验值偏低。与URANS相比,LES能相对较为准确地模拟流速脉动值,然而LES对格架附近流速脉动值模拟结果与MATiS-H基准实验相比仍然偏低。 展开更多
关键词 URANS LES 速度脉动 分裂式交混叶片定位格架
5×5棒束通道中简单支撑格架对流动过冷沸腾传热的影响分析 预览
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作者 张君毅 闫晓 肖泽军 《原子能科学技术》 CSCD 北大核心 2018年第9期1609-1617,共9页
采用壁面热分配模型(即RPI模型)对PSBT基准题中的5×5均匀加热全长棒束过冷沸腾传热进行了数值模拟研究。重点分析了加热段末端搅混格架(MVG)下游简单支撑格架(SSG)对棒束通道内流动过冷沸腾传热特性的影响。在水力特性方面,研究发... 采用壁面热分配模型(即RPI模型)对PSBT基准题中的5×5均匀加热全长棒束过冷沸腾传热进行了数值模拟研究。重点分析了加热段末端搅混格架(MVG)下游简单支撑格架(SSG)对棒束通道内流动过冷沸腾传热特性的影响。在水力特性方面,研究发现SSG的形阻压降约为MVG的53%,且对棒束通道内的横向流动具有显著抑制作用。为反映SSG对搅混过程的影响,采用子通道平均横流速度比沿轴向的发展过程对其进行了分析。分析发现,在SSG附近横流速度比迅速衰减,衰减后的横流速度比与光棒束时的大小相当。由于SSG对横流过程的破坏,改变了发热表面的传热特性,在其下游气相迅速包覆加热表面,蒸发热流密度较无SSG情况偏高5%,加热段末端空泡份额偏高0.006,壁面过热度偏高0.3℃。 展开更多
关键词 PSBT基准题 过冷沸腾 简单支撑格架 传热特性
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基于加速度效应的超临界水传热特性模型研究
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作者 曾小康 李永亮 +2 位作者 闫晓 黄志刚 黄彦平 《核动力工程》 CSCD 北大核心 2018年第6期29-33,共5页
超临界水冷堆(SCWR)运行在水的热力学临界点(22.1 MPa,374℃)之上,堆内冷却剂处于超临界状态,物性变化剧烈,与常规压水堆临界热流密度(CHF)导致包壳表面壁温飞升不同,超临界压力下的传热恶化是在变物性的影响下使得包壳表面温度相对缓... 超临界水冷堆(SCWR)运行在水的热力学临界点(22.1 MPa,374℃)之上,堆内冷却剂处于超临界状态,物性变化剧烈,与常规压水堆临界热流密度(CHF)导致包壳表面壁温飞升不同,超临界压力下的传热恶化是在变物性的影响下使得包壳表面温度相对缓慢上升,传统的热点判定方法和偏离泡核沸腾比(DNBR)限值等传热特性分析方法不再完全适用,因此,预测超临界水传热恶化时包壳壁温对SCWR的安全分析相当重要。本文基于边界层方程推导了超临界水传热关系式的加速度效应修正项,基于圆管实验数据,对加速度效应修正项的相关系数进行拟合获得超临界水传热特性半经验关系式,通过数据对比,该关系式在正常传热和传热恶化工况下均具有较好的适用性。本文获得的超临界水传热特性半经验关系式可为SCWR堆芯设计分析提供支持。 展开更多
关键词 超临界水冷堆(SCWR) 传热特性模型 加速度效应 关系式
浮升力效应和流动加速效应对超临界二氧化碳传热影响理论分析
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作者 刘光旭 黄彦平 +3 位作者 王俊峰 刘生晖 昝元锋 郎雪梅 《核动力工程》 CSCD 北大核心 2018年第6期34-38,共5页
从边界层基本特性出发,分析了拟临界区强变物性导致的浮升力效应和流动加速效应对近壁面区域超临界二氧化碳传热特性的影响机理,基于受力分析推导得到了2种效应作用下的超临界流体传热弱化起始点理论判据。研究结果表明,对于加热工况竖... 从边界层基本特性出发,分析了拟临界区强变物性导致的浮升力效应和流动加速效应对近壁面区域超临界二氧化碳传热特性的影响机理,基于受力分析推导得到了2种效应作用下的超临界流体传热弱化起始点理论判据。研究结果表明,对于加热工况竖直向上流动,浮升力效应和流动加速效应均会导致近壁面区域切应力减弱,进而影响近壁面区湍流的生成与扩散,最终导致传热弱化;2种效应作用下传热弱化起始点判据分别为浮升力因子Bu=1.16×10^-5和流动加速因子Ac=2.91×10^-6,上述阈值与实验结果吻合良好。 展开更多
关键词 超临界流体 拟临界区 传热 理论分析
环形通道内再淹没过程骤冷前沿推进速度实验研究
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作者 王金宇 王均 +1 位作者 昝元峰 黄军 《核动力工程》 CSCD 北大核心 2018年第4期63-66,共4页
骤冷前沿推进速度是衡量失水事故中再淹没过程堆芯冷却效率的重要参数之一。本文通过实验研究了竖直环形通道内骤冷前沿的推进特性,获得初始壁温、入口温度、入口质量流速及加热功率对骤冷前沿推进速度的影响。实验结果表明,骤冷前沿推... 骤冷前沿推进速度是衡量失水事故中再淹没过程堆芯冷却效率的重要参数之一。本文通过实验研究了竖直环形通道内骤冷前沿的推进特性,获得初始壁温、入口温度、入口质量流速及加热功率对骤冷前沿推进速度的影响。实验结果表明,骤冷前沿推进速度随初始壁温、入口温度和加热功率的增加而减小,随入口质量流速的增加而增加。 展开更多
关键词 环形通道 底部再淹没 骤冷前沿推进
环形通道内再淹没过程流动传热现象实验研究
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作者 王金宇 王均 +1 位作者 昝元锋 黄彦平 《核动力工程》 CSCD 北大核心 2018年第4期22-27,共6页
通过可视化实验手段观察了环形通道内再淹没过程两相流动现象,分析总结了再淹没骤冷前沿推进过程中流型和传热机理的演化规律;通过不同工况下两相流动现象的对比,研究了是否加热和入口质量流速对再淹没过程流型和传热过程的影响规律。... 通过可视化实验手段观察了环形通道内再淹没过程两相流动现象,分析总结了再淹没骤冷前沿推进过程中流型和传热机理的演化规律;通过不同工况下两相流动现象的对比,研究了是否加热和入口质量流速对再淹没过程流型和传热过程的影响规律。研究结果表明,在本参数范围内,实验中加热棒是否存在内释热对两相流动现象的影响不显著;而入口质量流速明显影响再淹没流动传热过程,入口质量流速越大,骤冷前沿附近汽化越剧烈,液膜中汽泡含量增加,更容易发生传热机制的转变。 展开更多
关键词 环形通道 底部再淹没 流动传热 可视化观察
自然循环条件下蒸汽发生器U型传热管倒流分布特性的实验研究
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作者 唐瑜 徐建军 +3 位作者 谢添舟 周慧辉 黄彦平 谭曙时 《核动力工程》 CSCD 北大核心 2018年第4期43-47,共5页
在自然循环工况下蒸汽发生器一次侧入口流量为0.4~0.7 kg/s的参数范围内,开展了蒸汽发生器U型传热管倒流特性实验。针对9种不同长度的U型传热管,分别设置9个倒流监测点,获得了倒流在不同长度U型管中的分布特性。基于传热管压降实测数据... 在自然循环工况下蒸汽发生器一次侧入口流量为0.4~0.7 kg/s的参数范围内,开展了蒸汽发生器U型传热管倒流特性实验。针对9种不同长度的U型传热管,分别设置9个倒流监测点,获得了倒流在不同长度U型管中的分布特性。基于传热管压降实测数据和守恒原理,获得了蒸汽发生器一次侧的倒流总流量以及倒流U型管的数目。结果表明,在本实验参数范围内,约有61%的U型管发生倒流,使传热管正向流通面积减小为原来的39%。倒流同时导致正流流量增加60%,与不发生倒流的情况相比,U型管平均流速增大4.2倍。 展开更多
关键词 自然循环 蒸汽发生器 U型传热管 倒流特性
反应性反馈对并行通道流动不稳定性影响的实验研究
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作者 谢峰 郗昭 杨祖毛 《核动力工程》 CSCD 北大核心 2018年第2期5-9,共5页
在核反应堆堆芯中由于存在固有反应性反馈效应,会发生耦合反应性反馈流动不稳定性,对反应堆运行造成不利影响。本文采用实验与理论相结合的方法,研究了反应性反馈(包括空泡反馈、温度反馈)对流动不稳定性的影响。采用计算机仿真模... 在核反应堆堆芯中由于存在固有反应性反馈效应,会发生耦合反应性反馈流动不稳定性,对反应堆运行造成不利影响。本文采用实验与理论相结合的方法,研究了反应性反馈(包括空泡反馈、温度反馈)对流动不稳定性的影响。采用计算机仿真模拟反应性反馈,分别在没有核反馈和有核反馈的情况下进行实验,研究了空泡反应性反馈系数(G)、慢化剂温度反应性反馈系数(Ct)对流动不稳定性的影响。通过实验研究,获得了反应性反馈对流动不稳定过程的影响规律。研究表明,Ca、Cl和元件时间常数(砟)对流动不稳定过程及流动不稳定边界都有较大影响。 展开更多
关键词 反应性反馈 并联通道 流动不稳定性
长期冷却再循环阶段AFA-3G燃料组件碎渣堵塞实验研究 预览
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作者 王涛 熊万玉 +2 位作者 昝元峰 王琰 赵海江 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2018年第6期1025-1030,共6页
针对M310堆型在长期冷却再循环阶段碎渣对AFA-3G燃料组件的压损影响开展了实验研究。通过实验获得了存在碎渣堵塞和化学效应影响条件下、燃料组件的阻力变化特性。实验结果表明:在长期冷却再循环初期,地坑过滤器表面碎渣床未形成之前,... 针对M310堆型在长期冷却再循环阶段碎渣对AFA-3G燃料组件的压损影响开展了实验研究。通过实验获得了存在碎渣堵塞和化学效应影响条件下、燃料组件的阻力变化特性。实验结果表明:在长期冷却再循环初期,地坑过滤器表面碎渣床未形成之前,碎渣穿过地坑过滤器在燃料组件上沉积导致燃料组件压损显著增大;随着地坑过滤器表面碎渣床逐渐形成,过滤器压损逐渐增大,同时燃料组件压损开始逐渐降低;随着地坑介质温度的逐步降低,化学效应影响产生,生成的化学沉淀物在物理碎渣床上沉积导致燃料组件压损进一步增大;在长期冷却再循环后期,燃料组件压损趋于稳定。 展开更多
关键词 长期冷却再循环 AFA-3G 碎渣堵塞 实验研究
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大压降管路节流特性分析及孔板优化设计 预览
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作者 李旭东 李勇 +2 位作者 曾小康 杜代全 郑华 《原子能科学技术》 CSCD 北大核心 2018年第5期808-815,共8页
大压降孔板节流管路面临汽蚀导致的高频振动和孔板间流速过大导致的低频振动这两方面的危害。针对核电厂容积和硼控制系统典型大压降节流管路的振动现象,基于CFD方法分析了单级孔板节流管路中压降、速度、流线、涡流等关键水力特性,发... 大压降孔板节流管路面临汽蚀导致的高频振动和孔板间流速过大导致的低频振动这两方面的危害。针对核电厂容积和硼控制系统典型大压降节流管路的振动现象,基于CFD方法分析了单级孔板节流管路中压降、速度、流线、涡流等关键水力特性,发现单级孔板下游产生负压区而发生汽蚀,且因孔板射流导致局部速度过大而形成涡流。采用阻塞压差评估了多级同心孔板的节流性能。相比于单级孔板,多级同心孔板的汽蚀危害得到了较大改善,但最后一级孔板仍存在过度节流的风险。按多级孔板节流压降几何级数递降的原则设计的渐扩型五级孔板可消除汽蚀的发生,但一级孔板压降过大导致其下游流速过大。综合考虑汽蚀特性和流速分布而设计的多级偏心孔板结构既能规避汽蚀危害,又能最大程度降低流速过大引发的管路低频振动,且增大孔板间距可提高上游孔板的节流能力,增加下游孔板的汽蚀裕度,可作为大压降孔板节流管路振动综合治理的优化设计方案。 展开更多
关键词 节流 孔板 汽蚀 振动
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紧密排列棒束燃料组件临界热流密度实验研究
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作者 谢峰 徐建军 +2 位作者 黄彦平 杨祖毛 王鸿韬 《核动力工程》 CSCD 北大核心 2018年第1期47-50,共4页
基于高转换比紧密布置堆芯研究背景,针对堆芯紧密排列螺旋绕肋棒束组件开展了临界热流密度(CHF)实验研究,获得了棒束在不同热工条件下临界热流密度。研究结果表明:紧密排列棒束燃料组件CHF主要发生在热棒元件,临界发生时加热元件壁... 基于高转换比紧密布置堆芯研究背景,针对堆芯紧密排列螺旋绕肋棒束组件开展了临界热流密度(CHF)实验研究,获得了棒束在不同热工条件下临界热流密度。研究结果表明:紧密排列棒束燃料组件CHF主要发生在热棒元件,临界发生时加热元件壁面温度迅速升高,同时压力升高,流量降低;系统压力、质量流速、含汽率、入口过冷度等热工参数对组件临界热流密度影响较大;获得了CHF计算关系式,计算值与实验值偏差在±10%以内。 展开更多
关键词 紧密排列 燃料组件 临界热流密度
摇摆对过冷沸腾相分布特性的影响机理分析 预览
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作者 鲍伟 徐建军 +3 位作者 陈炳德 谢添舟 幸奠川 黄彦平 《原子能科学技术》 CSCD 北大核心 2018年第3期441-446,共6页
采用双探头光学探针测量了摇摆条件下圆管内过冷沸腾局部空泡份额、界面面积浓度及汽泡尺寸等局部相界面参数径向分布特性,根据实验及计算结果,从汽液相界面作用力角度对摇摆运动条件下过冷沸腾相分布机理进行了分析。结果表明:摇摆条件... 采用双探头光学探针测量了摇摆条件下圆管内过冷沸腾局部空泡份额、界面面积浓度及汽泡尺寸等局部相界面参数径向分布特性,根据实验及计算结果,从汽液相界面作用力角度对摇摆运动条件下过冷沸腾相分布机理进行了分析。结果表明:摇摆条件下,浮力径向分量、升力、湍流分散力和壁面润滑力量级约为10 3 N/m 3,附加惯性力与其余诸力相比小2~3个量级。因此摇摆条件下过冷沸腾相分布特性主要取决于周期性波动的升力、湍流分散力、壁面润滑力及浮力径向分量之间的平衡关系。 展开更多
关键词 过冷沸腾 空泡份额 光学探针 摇摆条件
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