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在单根U形管内进行蒸汽冷凝回流实验 ,研究冷凝回流的流动及阻液现象。U形管内径为 2 0mm ,总高度为 4 1m和 7 0m两种。主要实验参数范围为 :系统压力 0 1~ 6.0MPa ,蒸汽质量流速 4~ 4 5kg/ (m2 ·s) ,二次侧进口冷却水温度 2 0~ 1 96℃。给出了不同压力下冷凝回流阻液起始点无因次汽相折算速度jg ,并与典型的现有阻液计算关系式和分析模型进行了比较。实验结果与Wallis关系式 ,j 1/ 2g+j 1/ 2f =C(C =0 .8~ 0 .9) ,Faghri关系式 ,Kg1/ 2 +Kf1/ 2 =3.2tanhD 1/ 4,以及作者提出的基于分离流模型和包络理论的阻液分析模型的计算结果较好符合 相似文献
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竖直管内蒸汽完全冷凝换热特性的理论研究 总被引:1,自引:1,他引:0
Nusselt模型是静止蒸汽在竖直平壁上层流膜状冷凝换热的理论模型。蒸汽在竖直管内冷凝时,受管内蒸汽流速的影响,冷凝界面存在剪切应力,导致直接采用Nusselt模型计算冷凝换热系数会引入较大偏差。以非能动余热排出换热器冷凝换热工况为研究背景,考虑界面剪切力的影响,对Nusselt冷凝换热模型进行修正。分别采用Nusselt模型和修正模型对竖直管内蒸汽完全冷凝时的换热特性进行分析并与实验结果比较。研究表明,蒸汽在竖直管内完全冷凝时界面剪切力会改变蒸汽和冷凝液膜的流动状态,其对冷凝换热的影响不能忽略。修正模型合理地考虑了冷凝界面剪切力的影响,计算结果与实验结果吻合较好。 相似文献
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高温蒸汽在过冷水中喷放直接接触式冷凝是AP1000、CAP1400等三代先进压水堆一回路在事故超压情况下重要的降温降压途径。本文基于系统程序RELAP5、COSINE对饱和蒸汽通过双孔喷洒器喷入大容积过冷水中进行直接接触冷凝这一过程进行建模、计算、分析,获得高温蒸汽从喷口喷出后沿轴向的温度分布。同时开展蒸汽喷放冷凝可视化实验,采用热电偶矩阵和高速摄像机等对关键热工参数进行测量,以获得蒸汽汽羽的温度分布和喷放流型等,用于验证系统程序对蒸汽喷放冷凝过程模拟的准确性。结果表明,采用RELAP5程序基本能模拟简化条件下的ADS蒸汽喷放冷凝总体变化规律,模拟结果与实验结果相比平均误差为2.97%。此外,采用COSINE程序对喷放冷凝过程模型进行了进一步修正和改进,考虑水箱内整体流动对喷放特性的影响,模拟结果与实验结果吻合较好,平均误差为1.89%。但由于实际双孔喷放过程较为复杂,并且存在明显的三维特性,所以仍需对系统程序中相关冷凝传热模型进行完善,以更精确地模拟其局部冷凝特征。 相似文献
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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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在分析液膜和蒸汽-空气边界层,在质量、动量、能量和组分守恒方程的基础上建立数学模型,模拟空气对冷凝换热的影响,并考虑界面剪切力和吸入效应的作用。数值求解结果与Kuhn实验结果的比较表明,计算数据与实验数据吻合较好,验证了模型的正确性。 相似文献
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为研究含空气蒸汽在水平管内强制对流冷凝换热特性,基于对传热传质过程的分析,建立了管内为环状流与波状流条件下的流动冷凝换热模型。从潜热、显热和液膜3个环节对整个换热过程进行建模,最终得到计算局部冷凝换热系数的理论关系式。模型预测结果与实验数据的对比表明,二者相对偏差在±20%以内,验证了该换热模型的准确性与适用性。通过进一步的研究发现:从换热管入口至出口,随着冷凝的进行,管内换热主要热阻由液膜热阻向气液界面的凝结热阻转变;主流气体对流换热过程基本可忽略。 相似文献
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为了研究小型反应堆在事故后亚微米气溶胶自然沉积行为,自主搭建了实验平台并开展了小冷凝速率下的相关实验。研究中发现蒸汽份额的提升对气溶胶基础的重力沉降过程存在促进作用,压力提升存在抑制作用;泳动去除机制的贡献占比随着蒸汽冷凝速率的提升而增加;冷凝速率较小时,热泳沉积机制在泳动去除机制中的占比可忽略不计;扩散泳S/W模型的适用性提高至385 K,当蒸汽密度和压力再增加时,实验所得亚微米气溶胶的扩散泳沉降速率高于S/W模型预测结果,根据蒸汽冷凝相关理论提出了修正系数。吸湿性气溶胶更容易在蒸汽冷凝条件下被扩散蒸汽夹带去除,3种扩散泳计算模型均无法准确预测吸湿性气溶胶的沉降过程。 相似文献
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以水蒸气为工质,实验研究了水平管内纯蒸汽冷凝的局部换热特性。实验选取换热管内径为25 mm、换热管进口压力为0.15~0.4 MPa、局部蒸汽的Re=5756~92289,分析了蒸汽压力及流速、壁面过冷度对冷凝传热系数的影响,并将采用现有关系式计算的冷凝传热系数与实验结果进行了对比。结果表明:冷凝传热系数随壁面过冷度的增大而减小,随压力的升高和流速的增大而增大;采用现有关系式计算的冷凝传热系数与实验值的偏差较大,关系式有待进一步改进;在实验范围内,由拟合换热关系式计算所得冷凝传热系数与实验结果的相对偏差在15%左右。 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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界面切应力对垂直圆管内回流冷凝传热的影响 总被引:2,自引:0,他引:2
本文在分析压水堆小破口失水事故中蒸汽发生器回流冷凝传热机理的基础上,针对界面切应力的影响,修正了Nusselt冷凝传热模型,并成功地编制了计算程序,获得了多种工况的传热计算结果。本文为反应堆小破口事故中回流冷凝的模拟提供了理论依据。 相似文献
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陈巧艳 《核工程研究与设计》2004,(49):18-21
在主回路冷段破口等效直径15.24cm的中破口失水事故分析,同时采用了不使用蒸汽冷凝回流模型、增大安注流量不使用蒸汽冷凝回流模型和使用蒸汽冷凝回流模型三种分析方法.分析结果表明:使用蒸汽冷凝回流模型时,回流的冷却剂可以有效地带走裸露燃料元件的热量,抑制燃料包壳温度升高.不使用蒸汽冷凝回流模型和增加安注流量时,裸露燃料元件的热量不能被带走,燃料包壳温度会升高. 相似文献
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采用计算流体力学方法,首先利用THAI HM-2实验对CFX分析模型的适用性进行验证,通过与实验数据的比对,表明计算结果与实验数据基本吻合,从而验证选用的模型适合对安全壳模拟装置氢气分布特性的分析。之后,建立待研究中等规模安全壳模型实验装置的三维几何模型和网格模型,采用基准工况+单因素对比的方式,分别模拟湍流浮力射流中心喷射和近壁面喷射工况以及考虑蒸汽壁面冷凝情况下安全壳模型内的氦气(氢气替代工质)流动扩散分布,讨论喷射位置因素、壁面蒸汽凝结效应对氦气分布的影响。分析结果表明,喷射位置对氦气分布的影响主要体现在壁面引流现象上,即氦气流更倾向于沿着安全壳壁面进行流动和扩散;而与安全壳壁面的换热和蒸汽的冷凝会进一步促进大空间自然对流的建立,从而较为显著地提高氦气在安全壳内的扩散和混合效果。 相似文献