沸腾液体扩展蒸汽爆炸初期演化过程的数值模拟

对沸腾液体扩展蒸汽爆炸发生初期,容器顶部突然出现开口,压力快速泄放导致容器内介质过热沸腾的过程进行了模拟研究。选取过热水及饱和水蒸气为容器内介质,分析了该过程中气液两相的变化过程。探讨了初始温度（初始压力）、初始充装量及开口大小等因素对前述物理过程及容器内压力、温度的影响。结果表明：容器内过热沸腾的过程中,温度逐渐下降,压力响应会出现两次压力峰和一个压力平台期,两个压力峰值都会随初始温度的增加而增加,压力平台持续时间随初始温度先增大后减小;第一个压力峰值随初始充装量的增加先增大后减小,第二个压力峰值则随初始充装量的增加而增大,压力平台的持续时间和液体充装量成正比关系;开口越大两个压力峰值也越大,压力平台持续时间越短。     

过冷流动沸腾汽泡凝结变形及流场特性的数值模拟

建立了过冷流动沸腾汽泡凝结质量及能量传递模型,采用VOF多相流模型,对汽泡凝结过程进行了数值模拟。得到了不同工况下汽泡变形过程及其内部和周围流场变化,与前人研究结果吻合较好。结果表明：汽泡凝结过程中,其形貌将发生变化且受汽泡初始直径和过冷度等影响显著。过冷度越高或初始直径越大,汽泡变形越剧烈。当初始直径和过冷度都达到一定数值时,汽泡在凝结后期将发生破裂。     

竖直环管内低压水过冷沸腾数值模拟

采用Unal机理模型修正高压工况下气泡脱离直径的Tolubinsky关系式,并以基于有限元的有限容积法的CFX5.7为基本框架,通过添加用户程序实现了低压环管内水过冷沸腾的数值模拟.针对Lee的实验工况分析了过冷沸腾网格无关性的依据,研究了非曳力包括升力、湍流耗散力、壁面润滑力对径向空泡份额分布的影响,验证了模型在宽广工况范围内的适用性.计算表明:当进口过冷度及质量流速较小时,会在出口截面近壁面区域形成空泡份额的峰值,而进口过冷度或质量流速较大时则不会在出口截面近壁面区域形成空泡份额的峰值,这一点是与实验结果相一致的;液相流速的预测值与实验值较为接近,而气相流速预测值在加热面附近与实验值偏差较大.     

冰浆制取装置的设计及过冷器中流体流动模拟分析

设计了一种过冷水动态制取冰浆的实验装置.用CFD软件Fluent6.0对过冷器中流体流动进行数值模拟计算,并直观地显示了管内温度分布情况.     

受热管内流动过冷沸腾的研究

介绍了国内受热管内流动过冷沸腾的研究状况,并与国外研究结果进行了比较,提出了热水锅炉受热管内工质是否发生过冷沸腾的判别准则。     

过冷核态池沸腾的分形模型

本文提出过冷核态池沸腾热传递的分形模型,根据加热表面活化点的分形分布得到了过冷核态池沸腾热流密度的表达式.从该模型中发现过冷流动沸腾热流密度是壁面过热度、流体的过冷度、流体的接触角与流体物理特性的函数关系,并且没有增加新的经验常数.对不同的过冷度,模型预测的结果与实验数据进行了比较,两者是极好的吻合.     

过冷沸腾蒸汽-水两相流真实含汽率模型

过冷沸腾蒸汽水两相流相分布特性计算对核反应堆的热工设计与安全分析非常重要。该研究建立了计算过冷沸腾真实含汽率的非线性热平衡微分方程;基于在过冷沸腾起始点和饱和沸腾起始点分别存在2个拐点的特点,提出了高、低入口过冷度工况下沸腾流道内真实含汽率计算模型,模型中同时给出了饱和沸腾起始点的计算公式。根据该模型获得真实含汽率后可采用漂移流模型得出真实空泡率。在较大的压力、质量流速和热流密度工况范围内的该模型计算结果与现有的大量蒸汽水空泡率实验数据一致性较好。     

矩形窄缝流道流动过冷沸腾起始点的实验研究

通过高速摄像可视化观察并结合基础传热数据采集 ,给出了模化工质在中压条件下 ,竖直矩形窄缝流道内过冷流动沸腾起始点的实验结果。讨论了影响矩形窄缝流道内过冷流动沸腾起始点的各因素 ,在Bowering关系式的基础上 ,考虑质量流速和压力对过冷流动沸腾起始点的影响 ,使用多元线性回归的方法 ,得到了关于矩形窄缝流道过冷流动沸腾起始点的修正关系式 ,与实验数据进行比较 ,误差范围为± 30 %。     

快堆蒸汽发生器小泄漏氢扩散数值模拟

为了通过微氢泄漏探测系统正确判断快堆蒸汽发生器水 /水蒸汽小泄漏 ,建立了快堆蒸汽发生器水 /水蒸汽向钠泄漏后钠水反应产生的氢沿蒸汽发生器扩散的数值模型。假设为大孔隙多孔介质 ,模拟钠在蒸汽发生器内的流动 ,引入体积孔隙率 ,面渗透率和分布阻力来模拟管束、支撑板对钠流动的扰动。根据钠水 /水蒸汽反应生成的氢气和氢氧化钠在钠中离解动力特性 ,建立氢离子和氢氧根离子的扩散方程。钠回路蒸汽发生器的注水模拟水 /水蒸汽泄漏实验表明 :微氢泄漏探测系统对蒸汽发生器钠出口处氢浓度模型计算值的响应与其实测响应吻合的很好     

过冷沸腾在磷酸浓缩中的应用

实验证明,在低品位二次能源的利用中,利用过冷沸腾原理浓缩磷酸,可以使磷酸浓缩的蒸发负荷达到0.9kg/(m2·K·h),传热系数达引进专用浓缩装置的75%,而加热面的最高温度不超过70℃。这一现象将对湿法磷酸浓缩技术的工艺、设备、材质和操作运行管理产生重要影响。     

核蒸汽发生器传热段二次侧热工水力分析

ＣＯＢＲＡ－ＴＦ是一个采用多维两流体模型的反应堆热工水力分析程序．结合我国某核电站现役的蒸汽发生器，对ＣＯＢＲＡ－ＴＦ从反应堆堆芯到蒸汽发生器的移植问题进行了初步的尝试，并将计算结果与该电厂的计算结果进行了分析比较．     

过冷沸腾中热声振荡驻波自激形成的实验研究

借助工程信号处理的时域和频域方法,详细分析了竖直管内过冷沸腾中热声振荡特性,获得了热声振荡驻波自激形成与主流过冷度的关系．实验表明,当主流过冷度较大时,过冷沸腾声振荡具有多频性;随着过冷度的下降,多频的声振荡逐渐在管道长度方向上发展为具有单一高频的热声驻波;当过冷度下降到致使加热面接近饱和沸腾时,空泡群脉动所致低频压力波动将取代高频热声振荡驻波．在此基础上,提出了验证热声振荡驻波形成与否的相关判断原则,它可方便地应用于过冷沸腾传热工况的诊断之中．     

缩比非能动余热排出热交换器管外过冷池沸腾实验研究

搭建了缩比非能动余热排出热交换器C型管实验模型,利用导热油作为管内加热介质,脱盐水作为管外冷却介质开展了一系列传热实验。根据壁温及脱盐水主流温度判断在加热过程中出现明显的温度分层现象并经历自然对流、过冷池沸腾最终达到饱和池沸腾。对存在过冷池沸腾阶段的几个代表性时刻对应上、下水平及竖直段单元分别进行传热计算并与文献经验公式进行比对,验证了Rohsenow饱和沸腾经验公式和McAdams自然对流经验公式的适用性,针对过冷池沸腾阶段实验热流密度与Rohsenow过冷沸腾公式的偏差,采用多自变量自定义非线性拟合方法得到了更准确的加权公式。     

支撑板对蒸汽发生器流动与传热特性的影响

根据相似模化理论,建立了耦合四叶梅花形支撑板的蒸汽发生器单元管三维物理模型,采用流-固传热方法和热力学相变模型,并基于二回路流体进口质量流量按4∶1分配给热、冷端的边界条件进行了支撑板对蒸汽发生器流动与传热特性的影响的数值研究.模拟结果表明:二回路热、冷端侧沸腾规律分布均匀,计算得到的出口含汽率与大亚湾核电站蒸汽发生器实际运行参数相符;支撑板流通截面的缩减,促使二回路侧流体流速、表面传热系数及含汽率在支撑板区域急剧升高又快速降低,同时二回路流体在支撑板上部出现回流现象,增加了支撑板区域杂质沉积及应力腐蚀的可能.该数值模拟方法可为蒸汽发生器支撑板结构优化设计提供技术支持.     

江桥稠油油田水平井蒸汽吞吐数值模拟研究

针对江55块浅薄层稠油油藏直井开采难度大,经济效益差的特点,利用油藏数值模拟技术进行了水平井蒸汽吞吐开发效果研究及注采参数优化设计。数值模拟结果表明,对水平井蒸汽吞吐效果而言,井网1和井网2的开发效果相差不多,可根据实际情况选用;井距越大,采出程度越低。井距增加4倍,采出程度下降10%。结合理论计算和数值模拟结果,优选125m为水平井蒸汽吞吐最佳井距。周期注汽量越大,加热范围越大,采出程度增加,但是油汽比降低。兼顾二者,优选周期注汽量3 600 m3。随着蒸汽干度和焖井时间的增大,采油量增加,蒸汽干度最少在0.4以上,焖井时间要控制在合理范围15 d左右。     

蒸汽喷射器的CFD数值模拟及其性能

根据喷射器的结构特点,建立了蒸汽喷射器二维CFD模型,研究了工作参数(工作流体压力、引射流体压力和混合流体压力)和结构参数(混合室收缩段长度、等截面混合室长度和直径、扩压室长度和工作喷嘴结构等)对蒸汽喷射器性能的影响.研究表明:①等截面混合室长度和直径、工作喷嘴喉部直径以及喉管面积比φ存在使喷射系数达到最大的最佳值;②CFD不仅是预测喷射器性能的有力工具,而且使人们更加清晰地了解喷射器内流动和混合过程.     

多元件电路板空间热状态的数值模拟

电子系统的热扩散性是限制电路小型化的主要因素之一，有效地冷却电子元件对维护电路的正常工作和提高可靠性起着决定性作用。利用有限容积法对五个元件水平放置的电路板组成的矩形封闭空间的流场及温度分布进行了数值模拟，结果表明，电子元件的安装位置对空间的温度分布有很大的影响。传统的等间距安装元件不是最佳方案，非等间距安装可有效降低元件的热负荷。     

PWR蒸汽发生器中一、二次汽水分离器研究

对ＰＷＲ蒸汽发生器中一次汽水分离器的汽水两相充分分层高度、三种改进型二次汽水分离器及一、二次汽水分离器的分离性能在水－空气试验台上进行了一系列试验研究，并对二次汽水分离器作了探索性研究     

Two Phase Flow Stability in the HTR-10 Steam Generator

IntroductionMost previous studies on helical tube two-phase flow stability[1] have used electrical heatingand large diameterhelical ( helicaldiameter>1 m)tubes.The small helicaltube combined structure wasselected for the design of the 1 0 MW HighTemperature Gas Cooled Reactor ( HTR- 1 0 ) once-through steam generator. Once- through steamgenerators with small helical tube units have manyadvantages. The steam generator ( SG) can bebuiltin parts,which can be maintained orreplacedseparately a…