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为了研究锆-4在冷却水中的骤冷行为与沸腾传热特性,本文采用可视化方法,并测量了锆-4在骤冷过程中的温度变化。基于一维导热反问题求解,计算得到锆-4表面的热流密度和温度。在骤冷过程中锆-4会依次经历膜态沸腾、过渡沸腾、核态沸腾以及单相对流换热4个阶段,并且分析了轴向高度和冷却水过冷度对骤冷行为以及沸腾传热的影响。结果表明,随着过冷度的增大,骤冷时间减小,最小膜态沸腾温度增大,并且核态沸腾与过渡沸腾传热受加热表面局部特性影响显著,并建立了锆-4表面最小膜态沸腾温度的关系式,对反应堆的安全分析具有重要的意义。 相似文献
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超临界水冷堆相对目前压水堆具设备简化、热效率高等显著优点,而相关实验研究公开资料受到研究成本和实验技术限制相当有限,数值分析在超临界流动传热方面的应用逐渐广泛却缺乏相应的实验数据验证。在7棒束内超临界氟利昂流体流动传热实验的基础上,采用计算流体动力学(Computational Fluid Dynamics,CFD)软件STAR-CCM+、子通道软件COBRA-SC分别对三种典型工况的流动传热进行数值分析。对壁面温度的预测结果表明,流体温度低于拟临界点条件下,STARCCM+的计算结果低于实验值,温度误差在8%内;流体温度高于拟临界点条件下,STAR-CCM+的计算结果高于实验值,温度差值在16%内。改造后的COBRA-SC程序计算得到的典型通道流体温度与STAR-CCM+结果一致,且COBRA-SC的计算对壁面温度做出了十分接近于实验值的预测。研究表明,STAR-CCM+和COBRA-SC均能对棒束内超临界流体流动传热做出了较好的趋势预测,但对于流体温度跨越拟临界点温度条件下的模型需要进一步完善。 相似文献
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预测偏离泡核沸腾(DNB)型的临界热流密度(CHF)是压水堆热工水力分析的重要内容。基于计算流体力学(CFD)方法预测CHF需要准确预测空泡份额在截面上(尤其是壁面附近)的分布。本文使用商用CFD程序STAR-CCM+对泡核沸腾状态下DEBORA竖直上升流均匀加热圆管实验进行模拟。经过敏感性分析,找出对空泡份额、气体速度、液体温度和气泡直径四个物理量的径向分布以及轴向壁面温度分布有显著影响的模型参数。基于一组实验数据,通过调整关键模型参数重新标定了相间作用模型,并将标定过的计算模型应用到其他工况验证其适用性,得到了较好的结果。本研究为后续将两相CFD计算应用于DNB型CHF的预测打下了基础。 相似文献
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钠冷快堆乏燃料组件在转运过程中会暴露在气体环境中,散热性能明显下降。为预测乏燃料组件在气体环境中的温度分布,特别是避免燃料组件包壳最高温度超过设计限值,本文建立了基于多表面封闭系统网络法的数值模型,以此为基础开发了数值分析程序。通过与37棒束模拟组件实验数据的对比,验证了程序的可靠性。通过与Manteufel-Todreas双层模型预测结果的比较,证明了程序更具有保守性。另外,比较了均匀与非均匀加热两种情况下的温度分布,分析了加热功率、表面发射率对温度的影响。 相似文献
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