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用化学示踪法测量了三角形排列元件组件内各类子通道间单相湍流交混的流率,得到了它们相应的关系式。实验包括:中央子通道四种壁距直径比P/d=1.20,1.33,1.38,1.505;壁区子通道四种壁距直径比δ_w/d=0.0556,0.098,0.172和0.256;子通道的雷诺数范围为(1~4)×10~4。实验结果表明:中央和壁区子通道间单相湍流交混流率是棒间距、子通道当量直径及雷诺素的函数,并随棒间距增加有明显增加。本文得到其关系式。实验结果和其他研究者的结果做了比较,发现比较符合。 相似文献
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为了提高核反应堆系统的经济性和安全性,本文采用CFD方法对棒束子通道间湍流交混效应进行研究。对子通道建模,选取SST k-ω模型进行计算,完成了网格敏感性分析。采用类比浓度计算法与间隙湍流热流法对湍流交混系数进行计算。计算结果表明:雷诺数较小时,单相湍流交混系数随雷诺数的增大而增大;当雷诺数达到一定值时,单相湍流交混系数近似为定值;采用类比浓度计算法与间隙湍流热流法计算所得的湍流交混系数无太大差别。本文拟合得到了适用于单相工况的湍流交混系数计算公式。 相似文献
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通过调研棒束内湍流交混量的趋势和交混因子的各种定义,确定了新交混因子的定义。建议的交混因子基于能量涡扩散率,而且考虑了多种流体不同Pr(普朗特数)下的湍流交混程度。根据交混因子的这种定义,可以发现几何参数δij/Dh是影响湍流交混的主要因素,它较好地拟合了实验中考虑了测量技术的可靠性而选择出的可靠的实验数据。将棒柬内湍流交混的一个有用的关系式发展为δij/Dh的函数。该关系式对于正方形和三角形排列都是适用的,具有合理的精确度。它预测了在较高δij/Dh或较低S/d比下合理的交混,与现有关系式相比,这是该关系式最显著的优点。所提出的关系式可应用于更高精确度的反应堆热工水力设计. 相似文献
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液态铅铋合金(LBE)是第四代液态金属核反应堆候选冷却剂,由于LBE热物性具有一定的特殊性,亟待对LBE在燃料组件子通道中的流动与传热过程开展研究。本文对LBE在带绕丝燃料棒组件中湍流流动进行数值模拟与分析,将燃料棒壁面温度的数值模拟结果与响应的实验数据相比较,2者具有较高的吻合度,说明数学模型及数值结果具有较高的可靠性与准确性;使用湍流交混系数β表征LBE在不同子通道间、不同燃料棒间隙宽度与燃料棒直径比(S/D)结构下的湍流交混情况,结果表明,不同子通道间β波动程度具有差异性,β的大小与S/D呈负相关。基于不同S/D与雷诺数的计算结果,拟合出不同子通道间β关联式,为绕丝燃料棒三角形排列方式的燃料组件子通道分析程序开发提供交混模型。 相似文献
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方形子通道内超临界流体流动传热CFD分析 总被引:1,自引:1,他引:0
国际上对超临界水冷堆进行了大量的研究,但对其堆芯内超临界流体流动传热特征的认识还十分欠缺.本研究采用CFX软件对典型超临界反应堆燃料组件子通道内的超临界热工水力特征进行了数值分析.研究了流动参数、边界条件和节径比(P/D)对子通道间交混现象和传热特性的影响.计算结果表明:燃料组件外围壁面子通道比内部子通道的湍流交混强烈;稠密栅格的湍流交混比宽栅格的湍流交混小.当P/D>1.2后,P/D比对湍流交混影响不再明显.研究还发现,在拟临界点附近区域,出现湍流交混系数的突变. 相似文献
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氯盐冷却快堆属于第四代先进反应堆的熔盐堆类型之一,采用高温氯盐作为冷却剂,具备高温、常压、较硬的中子能谱等特点,在固有安全性以及经济性上具有极大的优势和潜力。为计算和分析氯盐冷却快堆热工水力特性,自主开发了氯盐快堆子通道分析程序。基于7棒束几何结构模型,通过与Fluent计算结果相比较,重点分析和验证了氯盐快堆子通道分析程序采用的压降模型以及湍流交混模型。结果表明:氯盐快堆子通道程序所采用的Cheng-Todreas压降模型和Rogers-Rosehart湍流交混模型与Fluent在稳态与瞬态情况下的计算结果吻合很好,初步验证了所选模型的正确性和适用性。氯盐快堆子通道分析程序的开发和初步验证,将为新型氯盐冷却快堆提供有效的设计和分析工具。 相似文献
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本研究利用子通道程序,基于已有的实验数据,对棒束通道的单相和两相交混模型进行了评估。单相交混主要考虑横流和湍流交混,横流由守恒方程决定并在流量分布中占主导作用,湍流交混取决于交混系数,对湍流交混研究发现Sadatomi模型预测结果与实验结果吻合较好。两相交混由横流、湍流交混和空泡漂移共同作用,通过已有模型预测结果与实验数据对比分析,推荐两相交混中空泡漂移采用Hotta模型、湍流交混系数采用Sadatomi模型和两相乘子采用Beus模型,这是一个预测结果较为保守的组合模型,有利于反应堆安全的保守性评估。 相似文献
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首先利用先进子通道分析程序(ATHAS)对超临界水冷堆(CGN-SCWR)的双排棒组件进行子通道分析,以考察燃料棒包壳温度等热工参数是否达到安全要求。根据分析结果结合子通道水力直径和冷却剂出口温度,选取一些典型子通道的热工参数结果做详细比对,了解组件中不同类型子通道内的热工参数变化对组件性能的影响。另外,对子通道计算采用的湍流交混系数、轴向摩擦系数和传热关系式进行敏感性分析,以了解经验关系式对计算结果的影响。结果显示:所有热工参数结果均达到设计要求,包壳最高温度为685.3℃,且不同传热关系式的选择对包壳温度的影响明显,最大温差达到了41.3℃。 相似文献
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《核动力工程》2016,(1):133-138
基于海洋条件分析起伏和摇摆条件下的附加力计算方法,得出典型海洋条件下动量守恒方程的修改方法和压力边界条件修改方法。以此为依据,修改具有自主知识产权的子通道分析程序ATHAS,得到适用于海洋条件下的子通道分析程序ATHAS/OE。运用ATHAS/OE对陆奥反应堆堆芯进行起伏和摇摆条件下的热工水力分析;同时用COBRA-IV进行同样分析,验证ATHAS/OE的正确性。分析结果表明:起伏条件下ATHAS/OE所得计算结果与运用COBRA-IV的计算结果符合良好;起伏和摇摆条件下,子通道出口的质量流速、含汽率、堆芯最小偏离泡核沸腾比(MDNBR)都呈现周期性振荡;起伏条件下,由于进行了针对振荡加速度场下临界热流密度(CHF)计算的修正,相较于陆基条件下,起伏条件总是降低了堆芯MDNBR;而在摇摆条件下由于并未引入修正CHF计算的数学模型,故堆芯MDNBR的振荡很小。 相似文献
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