环形窄缝双面加热通道内欠热沸腾传热实验研究

在压力0.84～6.09 MPa、质量流速41.9～300.2 kg/(m2·s)、热流密度2.61～114.41 kw/m2范围内,以去离子水为工质,对间隙为1.5 mm环形窄通道实验段竖直向上流动的欠热沸腾传热特性进行了实验研究,得出了适用环形窄缝通道的欠热沸腾传热经验关系式。     

竖直窄缝水工质常压过冷沸腾流动与传热分析

以去离子水为工质,对常压下竖直窄缝通道内过冷沸腾流动与换热规律进行实验和数值模拟研究。对壁面气泡核化特点进行可视化实验分析,建立2 mm窄缝通道的壁面核化沸腾模型,包括:汽化核心密度、气泡脱离直径和气泡脱离频率关联式。以两流体模型为基础,结合壁面热量分配伦斯勒理工学院(RPI)模型以及壁面核化沸腾模型,建立竖直窄缝通道内过冷沸腾流动传热计算流体动力学(CFD)数值模型,对典型实验工况进行模拟分析,并与实验结果进行对比,两者吻合良好。     

水平矩形窄缝通道内水沸腾换热的实验研究

以去离子水为工质,在1.0～6.0MPa压力范围内,对大宽高比(1.0×60mm、1.8×60mm、2.5×60mm)矩形狭窄通道内两相沸腾的换热特性进行了实验研究.分析了压力、窄缝间隙、热流密度、质量流量、含汽率等参数对矩形窄缝通道内水的沸腾换热的影响,得到了矩形窄缝通道内沸腾换热经验关系式,与实验数据符合良好.     

窄缝通道内过冷沸腾区域汽泡脱离频率研究

采用高速摄像仪对矩形窄缝通道内垂直上升流过冷流动沸腾区域汽泡脱离频率进行可视化实验研究。结果表明,汽泡脱离频率随质量流速的增大而减小,随入口过冷度的增大而减小,随热流密度的增大而增大。将实验数据与文献中汽泡脱离频率计算模型进行比较,发现基于池式沸腾和饱和流动沸腾开发的计算模型不能准确预测过冷沸腾区域汽泡脱离频率。本文以无量纲参数的形式,分别用液相雷诺数、过冷雅各布数和核态沸腾热流密度表示质量流速、主流过冷度和热流密度对汽泡脱离频率的影响,获得矩形窄缝通道内过冷沸腾区域汽泡脱离频率预测关系式,关系式的平均预测误差为±17.1%。     

竖直窄矩形通道内过冷沸腾传热模型

通过引入池式沸腾-流动沸腾汽泡脱离直径比对沸腾抑制因子S进行了修正,并将修正后的S引入Lee-Mudawwar过冷沸腾CHF模型,通过结合竖直窄矩形通道内的汽泡行为进行分析,建立了适应于竖直窄矩形通道的过冷流动沸腾传热模型,探讨了影响过冷沸腾传热系数的主要因素,并通过将模型预测值与实验值进行对比,验证了模型的可靠,表明当前模型可用于计算竖直窄矩形通道内的过冷沸腾传热特性。     

矩形流道中的传热与压降特性研究

随着高性能电子芯片的发展以及电路和其它紧凑系统的小型化，迫切要求开发与之相适应的高热流密度下高效的传热技术。为此，在矩形通道内以FC－84为工质，进行了单相强制对流、过冷沸腾及饱和泡核沸腾实验。实验段由五个平行的水平通道组成。各通道参数如下：水力直径Dh=0.75mm，长径比（L／Dh)=409.8，通道两面的热流密度相等。实验中主要调节参数包括质量流量、入口过冷度和热流密度。实验中测量了沿流动方向不同位置处的液相温度和壁面温度。基于测量向出的温度、压降和整个试验段的热平衡，计算出单相强制对流和流动沸腾的传热系数。实验中同时测量了单相及两相工况下的实验段压降，并推出了一个计算过冷沸腾及饱和泡核沸腾压降的关系式。此外本文还提出了适用于对冷沸腾及饱和沸腾的两个新的传热关系式。     

大宽高比矩形窄缝通道沸腾起始点实验研究

矩形窄缝通道中的泡核沸腾起始点（ONB）预测对反应堆安全设计十分重要。针对通道尺寸为50 mm×3 mm×1000 mm的竖直矩形窄通道,以去离子水为介质,通过监测壁面温度变化确认ONB的位置,研究了热流密度、质量流速、压力、入口过冷度等参数对ONB发生位置和壁面过热度的影响。收集并评价了已有的8个ONB预测模型,结合实验数据分析得到结论：基于池沸腾的ONB预测模型及其改进模型不能很好的适用于矩形窄通道内,尤其是针对质量流速带来的影响。一些针对矩形通道ONB预测开发的模型可以一定程度上反映ONB点壁面过热度随不同参数变化的发展趋势,但由于实验参数范围不够宽,适用范围和预测精度仍受到限制。结合影响矩形窄缝通道ONB发生的主要因素,推导了适用于计算宽谱参数工况下矩形窄通道中ONB点壁面过热度的解析解形式,并利用实验数据进行了拟合,新关系式超过95%的预测结果与实验结果偏差小于±20%。同时新关系式对其他相关公开文献的ONB数据预测仍在较好的误差范围内。     

矩形窄缝通道轴向非均匀加热临界热流密度实验研究

对矩形窄缝通道轴向非均匀加热临界热流密度进行了研究.轴向加热方式为光滑的截尾余弦型,流动工质为去离子水.实验结果证明轴向非均匀加热临界热流密度低于轴向均匀加热临界热流密度.实验数据分析采用"F修正因子法",得到了轴向非均匀修正因子的半经验关系式.将该修正因子关系式同国际上已有的各种修正因子进行了比较分析,证明本文得到的修正因子预测的矩形窄缝通道轴向非均匀加热临界热流密度值更准确.     

竖直窄缝过冷沸腾实验模型及数值模拟

基于常压下竖直窄缝通道的过冷沸腾实验结果,提出了2 mm窄缝通道的壁面核化数值新模型,模型包括:汽化核心密度、气泡脱离直径、气泡脱离频率和核化起始点(ONB)关联式。分别采用新模型和CFX模型对典型实验工况进行数值模拟分析,模拟结果与实验的壁面温度和平均壁面温度结果吻合较好。详细讨论了2个模型中的3个主要关联式的差异,最后讨论了ONB模型对过冷沸腾数值模拟结果的影响。结果表明,考虑ONB模型的新核化模型能更准确地预测窄缝通道过冷流动沸腾传热特性。     

窄缝矩形通道单相流动及传热实验研究

以垂直向上窄缝矩形通道内去离子水为流动介质,对单相等温流动及恒热流密度条件下的单相传热进行了实验研究.结果表明,窄缝矩形通道内的单相等温流动特性及单相传热特性并未偏离常规尺度通道内的相关规律,采用经典理论解或关系式能获得较好的预测结果.     

在双面加热的窄缝环形流道中流动沸腾换热研究

在窄缝流道内发生沸腾换热现象时,由于沸腾产生的汽泡受窄缝流道的限制,受压变形而消除了汽泡表面张力对传热的影响。因此对此现象进行基础性理论研究具有很重要的意义。本文在常压下用蒸馏水对窄缝间隙为 0.75mm的垂直环形流道,进行了流动沸腾传热实验研究。实验段的有效加热长度为 900mm,其加热方式为内外侧双面加热,实验的流量变化范围在 1.67× 10－ 5～ 5.83× 10－ 5m3/s。通过实验得到了在不同质量流速和热流密度下双面加热的窄缝流道中内外侧沸腾换热系数随干度变化的分布和特点。研究结果表明,由于在窄缝流道中存在着大量的运动聚合受压变形汽泡,因此使内外侧沸腾换热系数都很高 (可达 105W· m－ 2· K－ 1以上 )。     

窄通道流动沸腾换热特性实验研究

以40 mm×2 mm窄矩形通道中流动沸腾换热实验数据为基础,分析影响充分发展沸腾起始（FDB）点位置及换热系数的主要因素,并将实验值和计算值进行对比。FDB点实验值与Bowring模型和Saha-Zuber模型的计算值符合良好,相对误差在20%以内。将实验得到的窄矩形通道换热系数与Chen公式、Gungor-Winterton关系式和Sun Licheng关系式的计算值进行比较,结果表明：应用在常规通道的Chen关系式已不再适用于窄矩形通道传热系数的计算,而考虑窄通道尺寸效应并认为热流密度在饱和沸腾中起主要作用的Sun Licheng关系式与实验值较接近,相对误差在30%以内。     

矩形窄缝通道内水稳态和瞬态流动换热特性实验

以去离子水为工质,在压力0.5～5.0 MPa的范围内,对矩形窄缝通道内水稳态及瞬态流动换热特性进行了实验研究。结果表明:矩形窄缝通道在水平和竖直放置以及稳态和瞬态条件下,水的流动换热特性呈现出基本相同的规律。层流向紊流过渡区域的雷诺数(Re)为900Re1300,比常规通道提前,单相摩擦阻力系数比常规通道大;采用Dittus-Boelter公式的形式拟合得到了新的换热实验关联式,其系数较Dittus-Boelter公式的系数约小11.3%。在稳态条件下,紊流区换热系数随质量流速的增加而增大,增大趋势比较明显;换热系数随热流密度的变化不明显;压力对单相强迫对流换热特性基本没有影响。     

基于CFD方法的矩形窄缝通道内过冷流动沸腾模型研究

板状燃料元件中的矩形窄缝通道具有宽高比大的几何特征,高度方向速度梯度大、分布陡峭,发生过冷沸腾时,近壁面汽泡运动行为将受其影响而改变,其中汽泡滑移现象对沸腾换热影响较大。本文针对矩形窄缝通道中的汽泡滑移行为,构建了包含滑移热流的壁面热流分配模型,并建立机理性的汽泡受力模型和滑移模型计算汽泡脱离直径、浮升直径和滑移距离等辅助参数,开发了一套适用于矩形窄缝通道内向上流动沸腾的壁面沸腾模型。选用Nuthel窄缝通道沸腾实验进行数值模拟验证,结果表明：本文模型可以较好地预测1～4 MPa中低压工况窄缝通道向上流动沸腾的壁面过热度,最大误差相比RPI模型由80%降低至17%;蒸发热流份额和近壁面空泡份额相比RPI模型更低。     

基于气泡动力学的过冷流动沸腾边界层模型研究

过冷流动沸腾中的流动和传热特性对反应堆的安全运行和经济性都具有重要意义。过冷流动沸腾起始于ONB点,结束于Tsat点,中间被OSV点划分为高过冷流动沸腾段和低过冷流动沸腾段,不同阶段流场情况以及气泡行为存在较大区别。目前关于过冷流动沸腾过程的研究主要基于宏观实验、理论研究和数值模拟,随着气泡动力学的发展,从微观层面揭示沸腾机理变得可行。本文基于气泡动力学和气泡边界层模型,提出了一套预测过冷流动沸腾的理论模型,采用分相模型,将流场在径向上划分为多个区域,通过1组准二维控制方程,将各区域内的气泡行为,区域间的质量、动量和能量交换以及两相参数沿轴向的变化情况考虑在内,利用获得的边界层流场信息,可确定ONB点和OSV点。模型与空泡份额和流体温度的实验结果符合良好,并成功应用于核反应堆燃料元件通道的过冷流动沸腾计算。     

中低压条件下矩形窄缝通道两相流动传热试验研究

在中低压条件下,对矩形窄缝通道两相流动传热进行试验研究,分析两相流动传热的变化规律,拟合出饱和沸腾传热系数计算关系式,并采用简化的一维分析方法对两相压降进行分析计算。试验结果表明:在相同热平衡含汽率(x)情况下,两相流动压降随系统压力(p)的降低而增大,随系统流量的增大而增大的变化规律;p越低,两相流动压降随x的增加而增大越剧烈;流量越大,两相流动压降随x的增加而增大越剧烈。通过数据回归方法得到汽相湿周长比例因子F并拟合了计算关系式,其计算值与试验值符合得较好。矩形窄缝通道内饱和沸腾平均传热系数受p、质量流量及热流密度的影响较大。     

Radiation Anneal Hardening of Neutron Irradiated Niobium

Experiments were carried out with a vertical rectangular channel simulating a sub-channel of the upgraded JRR-3 fuel element, in order to investigate the validity and the error of the correlations predicting the superheat at the onset of nucleate boiling. These correlations were used in the core thermal-hydraulic design of the upgraded JRR-3. As the results, the following were made clear: (1) The existing Bergles-Rohsenow correlation gives a good prediction for the relationship of heat flux vs. superheat at the onset of nucleate boiling, with the error of about 1 K against the lower limits of the measured superheat. (2) There are no significant differences in the characteristics of the relationship of heat flux vs. superheat at the onset of nucleate boiling between upflow and downflow. (3) There are no significant differences in the histories of relationship of heat flux vs. superheat from the forced convection single-phase flow to the subcooled boiling between increasing heat flux and decreasing heat flux, with little overshoot of superheat at the onset of nucleate boiling both in the upflow and in the downflow.     

Two-phase flow and boiling heat transfer in two vertical narrow annuli

Experimental study associated with two-phase flow and heat transfer during flow boiling in two vertical narrow annuli has been conducted. The parameters examined were: mass flux from 38.8 to 163.1 kg/m² s; heat flux from 4.9 to 50.7 kW/m² for inside tube and from 4.2 to 78.8 kW/m² for outside tube; equilibrium mass quality from 0.02 to 0.88; system pressure from 1.5 to 6.0 MPa. It was found that the boiling heat transfer was strongly influenced by heat flux, while the effect of mass velocity and mass quality were not very significant. This suggested that the boiling heat transfer was mainly via nucleate boiling. The data were used to develop a new correlation for boiling heat transfer in the narrow annuli. In the two-phase flow study, the comparison with the correlation of Chisholm [Chisholm, D., 1967. A theoretical basis for the Lockhart–Martinelli correlation for two-phase flow. Int. J. Heat Mass Transfer 10, 1767–1778] and Mishima and Hibiki [Mishima, K., Hibiki, T., 1996. Some characteristics of air–water two-phase flow in small diameter vertical tubes. Int. J. Multiphase Flow 22, 703–712] indicated that the existing correlations could not predict the two-phase multiplier in the narrow annuli well. Based on the experimental data, a new correlation was developed.