海洋核动力平台PRHR HX池沸腾换热特性研究

为了研究海洋核动力平台非能动余热排出换热器(PRHRHX)池沸腾换热特性,设计搭建功率比1 ∶50的实验装置,研究PRHRHX运行过程中池沸腾传热特性,评价传统经验关系式在预测PRHRHX池沸腾换热系数时的适用性.实验结果表明PRHRHX局部池沸腾换热不均匀,PRHRHX下部沸腾强度明显弱于上部;随着热负荷升高,池沸腾...     

高温和高压下吊装孔蒸汽微泄漏特性测量的理论与实验研究

[目的]为了研究应用于核动力装置的吊装孔在事故工况下的密封性能,搭建一套能够实现蒸汽微泄漏量定量测量的实验装置。[方法]在该装置中,0.66 MPa下的饱和蒸汽被充入加压腔以模拟事故工况,泄漏的蒸汽则通过敷设了保温层的收集腔来收集,并且不会发生冷凝。实时监测收集腔内温度、湿度和压力等参数的变化情况,以推算蒸汽的泄漏率。[结果]实验结果表明：采用厚度为1.5和3.0 mm核级垫片的吊装孔模型的蒸汽泄漏率分别为13.93和11.91 g/24 h,均能满足低漏设计要求,其中,3.0 mm垫片的密封性能更优。对同种垫片和同样压力下的干空气和蒸汽测量的结果进行分析,得到的密封系数nd4十分接近,验证了实验装置对蒸汽微泄漏量测量的准确性。[结论]所提方法可推广应用于各种密封结构或压力系统,为事故工况下堆舱密封性评估提供了新的测量思路。     

舰船核动力装置非能动余热排出系统运行特性

用RELAP5/MOD3.2安全分析程序对某型舰船核动力装置非能动余热排出系统进行数学建模,并用实际装置的试验结果进行校核验证。重点分析了自然循环工况下蒸汽发生器U型管内冷却剂倒流特性对非能动余热排出系统运行特性的影响。结果表明:舰船核动力装置发生全部电源丧失事故时,蒸汽发生器二次侧非能动余热排出系统能正常投入运行,但蒸汽发生器U型管内冷却剂会发生倒流,降低了一回路主系统的自然循环能力。     

压缩式制冷系统过热蒸汽饱和器的研究

介绍了新型制冷系统过热蒸汽饱和器的基本结构和工作原理,基于过热蒸汽饱和器下的系统火用分析建立了相应的数学模型,并对系统进行了实验测试,分析了饱和过热蒸汽对于制冷系统性能的影响.研究表明针对冷凝换热时过热蒸汽换热系数较低的问题而设计的饱和器,可以有效地提高空调机组的制冷量和冷凝器的换热效率,以及降低冷凝压力和冷凝温度等,改善了整个系统运行性能,提高效能和减少能耗.     

二回路非能动余热排出系统设计要素分析

[目的]为研究二回路非能动余热排出系统(PRHRS)的运行特性,[方法]借助瞬态热工安全分析程序RELAP5,建立主冷却剂系统和二回路非能动余热排出系统的仿真模型。对二回路非能动余热排出系统的3个关键设计要素(设计负荷、应急补水箱及蒸汽侧隔离阀开启速度)开展全部电源丧失事故及单侧主给水管道断裂事故工况下的瞬态计算和对比分析,[结果]分析结果表明:设计负荷需综合考虑系统安全性与冷却速率;应急补水箱向蒸汽发生器注水有利于事故后的初期冷却,而降低隔离阀开启速度可改善系统的启动特性。[结论]计算分析结果可为核动力装置二回路非能动余热排出系统设计提供参考。     

蒸汽浸没射流与凝结数值仿真分析

[目的]船用蒸汽动力系统进行蒸汽排放时,蒸汽射流冷凝是一个常见的物理过程。为了充分掌握此类开放空间纯蒸汽浸没射流的基础物理现象,采用Mixture两相流模型开展CFD仿真研究。[方法]基于实验结果对传热关系式进行修正,以汽相体积份额为0.95作为度量汽羽长度的临界分数,对比分析不同凝水温度和进口压力条件下浸没射流冷凝汽羽的空间分布、速度场、温度场及压力场分布特性。[结果]仿真结果表明:不同的进口条件将影响浸没射流冷凝汽羽的形态;在稳定的浸没射流冷凝过程中,汽羽核心区呈现出相对低温的状态,汽羽轴向的压力分布呈现出波动状态;验证了汽羽内部膨胀—压缩波的存在性,且随着蒸汽进口压力的增加,膨胀—压缩波的波动振幅和空间范围也随之增加。[结论]研究成果可为蒸汽射流冷凝的优化设计提供参考。     

水下航行器小通道内蒸汽换热实验研究

为研究水下航行器小通道内的蒸汽换热特性,对采用矩形通道设计的冷凝通道进行实验研究,分析不同蒸汽入口温度对通道换热特性的影响。实验结果表明：矩形小通道具有较好的冷凝换热效果,通道总平均换热量、热流密度以及通道出口冷凝液温度均随通道入口蒸汽温度升高而升高。但总传热系数和蒸汽侧换热系数随通道入口蒸汽温度升高而降低。最后在实验数据基础上,将实验值与仿真值进行对比分析,修正仿真模型,确定过热蒸汽冷凝成水的过程中相变点位置,为后续闭式循环动力系统壳体冷凝器的设计提供依据和参考。     

水下航行器小通道内蒸汽换热实验研究

为研究水下航行器小通道内的蒸汽换热特性,对采用矩形通道设计的冷凝通道进行实验研究,分析不同蒸汽入口温度对通道换热特性的影响。实验结果表明:矩形小通道具有较好的冷凝换热效果,通道总平均换热量、热流密度以及通道出口冷凝液温度均随通道入口蒸汽温度升高而升高。但总传热系数和蒸汽侧换热系数随通道入口蒸汽温度升高而降低。最后在实验数据基础上,将实验值与仿真值进行对比分析,修正仿真模型,确定过热蒸汽冷凝成水的过程中相变点位置,为后续闭式循环动力系统壳体冷凝器的设计提供依据和参考。     

渤海海域软刚臂系泊核动力平台水动力分析

我国首座海洋核动力平台采用船型方案,由塔架软钢臂单点系泊装置系泊,作业海域为渤海海域。为确保海洋核动力平台安全和核安全,在设计阶段采用模型试验和数值计算对其进行水动力分析必不可少。本文首先得到在单位波幅规则波下频域RAO,然后计算在风浪流联合作用下的时域运动响应,并采用Weibull分布对垂荡、横摇和纵摇的时历运动进行统计。最后,将平台运动特性的数值计算结果与试验数据进行对比分析,为海洋核动力平台的设计提供参考。     

冷凝器内蒸汽相变及流动阻力分析

针对某船用辅冷凝器内工质流动与相变换热特性，对冷凝器内蒸汽的流动换热开展理论建模与数值计算。计算蒸汽流过换热管时压力变化，从而发现局部压阻较大位置，并得到该冷凝器不同阶段下蒸汽冷凝相变过程，最终得出该冷凝器内冷凝水的过冷度。该结果对现工况下冷凝器的试验具有极大的指导意义，并为改善冷凝器结构提供新的思路。     

LNG在微小通道中沸腾流动与换热特性的数值研究

针对LNG在亚临界状态下的工作要求,利用VOF多相流模型对LNG在1 mm、1.5 mm、2 mm和2.5 mm共4种直径微小通道内的沸腾流动与换热特性进行研究,操作压力为0.1 MPa,热通量为40.9～385.4 kW/m²,质量通量为110～600 kg/m²·s。研究结果表明：在直径为1.5 mm、2 mm和2.5 mm的微小通道中,观察到了泡状流、弹状流、波状-环状流、过渡流和雾状流5种流型,而对于直径为1 mm的通道,没有观察到弹状流和过渡流,却出现了受限泡状流和柱塞流,且发现流型随通道直径的减小而转变加快,不同管径中的流型种类以及所占通道比例不同。当通道直径由2.5 mm减小到1 mm时,在波状-环状流区域对流换热系数提高了24.6%,但压降增加了50.1%。当质量通量增加到600 kg/m²·s,对流换热系数提高了22.6%,压降增加了55.8%。     

船用板式换热器混合板片数值分析研究

通过Fluent数值模拟研究了由船用板式换热器不同人字形波纹板片组成的三种模型内部流场及换热过程,得到了压力损失ΔP、平均Nu数随流速的变化情况。分析了不同流速下,三种模型的人字形波纹板式换热器板片的流动和换热特性,并用相关实验数据对数值模拟结果进行了验证。研究结果表明:流速相同时,H-H模型Nu和ΔP值最大,V-V模型Nu和ΔP值最小,V-H模型Nu和ΔP值大小均介于两者之间。Nu和ΔP的数值分别是换热性能及阻力特性的度量。V-H模型以部分换热性能的损失获得了阻力特性的改善。Fluent模拟结果与实验结果一致。     

船用板式换热器的脉动流强化换热研究

针对板式换热器效率低和易结垢等问题，采用脉动流强化板式换热器。利用数值模拟的方法对脉动流场下板式换热器通道内流体的流动和换热特性进行分析研究，并采用相关试验数据对数值模拟结果进行验证。研究结果表明：船用板式换热器的总传热系数随着质量流量的增加而增加，而强化换热因子则表现为先增加后减小的状态，各脉动频率下的强化换热因子均大于1.000，其最大值为1.258，这表明脉动流的加入有利于提高板式换热器的强化换热效果。同时，利用自主设计的试验台，将试验结果与模拟的努谢尔特数和压降进行对比分析，发现其表现出一致的规律性，最大偏差分别为12%和10.6%。研究结果可为脉动流强化换热的工程应用提供重要参考。     

船用板式换热器混合板片热力性能实验研究

以人字形板式换热器板片为研究对象,测试单相流体在三种不同组合方式的板式换热器中的换热特性和阻力特性并对此进行比较,得出三种组合方式的优劣。实验结果表明:随着波纹角度的增加,板式换热器的阻力特性不断升高,换热性能则先增加再逐渐下降。综合板式换热器流动换热特性随流速的变化规律,小波纹倾角模型换热效果最差,但其压损最小;大波纹倾角模型换热效果最好,同时压力损失最大;混合板片模型换热效果和压降都介于小波纹倾角模型和大波纹倾角模型中间。     

水下航行器小通道内蒸汽冷凝换热计算分析

针对水下航行器用冷凝器的结构特性和使用环境,建立冷凝器中小通道内蒸汽冷凝换热过程的焓值模型,对流换热系数模型和压力模型。根据4种不同的换热系数计算式,求解对应关系式下的焓值、温度、压力和干度仿真值,并结合实验数据进行对比分析,得到在单相区采用D-B关联式,在两相区采用A-R关联式,计算的结果误差最小。并以此为基础,对小通道的截面尺寸进行计算分析,计算结果表明:当通道截面宽度为6 mm时,小通道具有较好的流动换热能力,为水下航行器的工程设计提供重要参考。     

水下航行器小通道内蒸汽冷凝换热计算分析

针对水下航行器用冷凝器的结构特性和使用环境,建立冷凝器中小通道内蒸汽冷凝换热过程的焓值模型,对流换热系数模型和压力模型。根据4种不同的换热系数计算式,求解对应关系式下的焓值、温度、压力和干度仿真值,并结合实验数据进行对比分析,得到在单相区采用 D-B关联式,在两相区采用 A-R关联式,计算的结果误差最小。并以此为基础,对小通道的截面尺寸进行计算分析,计算结果表明：当通道截面宽度为6 mm时,小通道具有较好的流动换热能力,为水下航行器的工程设计提供重要参考。     

基于CFD的海洋深水试验池造流系统数值模拟

海洋深水试验池的造流系统是深水池设计和建设的关键技术之一,其设计水平直接决定了水池能否正确模拟深海海洋环境,以及水池开展海洋工程深水试验研究的能力.本文结合上海交通大学设计建造中的海洋深水试验池,通过CFD计算,对水池内整体流场进行了数值模拟,以研究流速和压力分布等流场特性.计算结果表明,设置在进水和出水廊道内的穿孔压力墙是深水造流系统中的关键整流设备,可使水池内的流速实现均匀分布.此外,穿孔压力墙表面的粗糙度大小也会对水池内流场产生显著影响.数值模拟的结果为海洋深水试验池的设计和建造提供了参考.     

核电平台连接机构设计与运动响应分析

[目的]为满足深海冰区海洋核反应堆安全工作的要求,设计冰区核电平台与弹簧阻尼连接机构。[方法]利用三维势流理论及刚体动力学理论建立平台与连接机构的仿真模型。计算平台所受弹簧阻尼力,研究连接机构刚度、阻尼系数特性,选择最佳方案。应用离散元法进行冰载荷数值模拟,通过计算试验椎体所受冰载荷,验证该方法的准确性。研究浪、风、流或海冰、风、流环境载荷联合作用下平台的运动响应。[结果]结果显示,平台系泊于深海冰区可远离海啸的影响,环境承载平台能较好抵抗冰载荷;在连接机构与系泊系统的作用下,核堆支撑平台可抵御福岛核泄漏事故最大海啸波高与17级超强台风的联合作用;在北海万年一遇风暴作用下,核堆支撑平台的水平位移与水深之比、垂荡与纵摇响应及垂向加速度均小于海上浮动核电平台(OFNP)。[结论]核电平台与连接机构的设计可保证应用于深海冰区的核堆的安全稳定。     

蒸汽阀动态流阻特性研究

某热力系统中蒸汽阀动态流阻特性对其总体性能设计十分关键。由于该蒸汽阀结构特殊、流速高,无法借鉴一般蒸汽阀门的流阻特性,且仿真分析难以获得较准确的数值,需进行试验研究。基于蓄热器放汽过程流量计算原理,建立了蒸汽阀动态流阻特性试验研究的一般原理、试验分析数学模型等试验研究方法,并通过多工况动态试验验证,获得了本蒸汽阀的动态流阻特性,为该热力系统的设计提供了有力支撑。同时该试验研究方法,可推广应用于类似蒸汽调节阀的动态流阻特性研究。     

船用膜式螺旋管换热器传热和流动特性研究

采用数值模拟方法研究膜式螺旋管换热器在高温高压的工况下顺列结构和2种错列结构的对流换热和流动特性,分析径向节距对顺列和错列结构换热和流动特性的影响。模拟结果与试验结果符合较好。研究发现:顺列和错列结构对于换热及流动的影响随着径向节距的变化而变化。当径向节距s1/d1.6时,顺列结构的换热系数和流动阻力高于错列结构;当1.6s1/d2.0时,顺列结构的平均换热系数与和错列结构几乎相等,错列结构的流动阻力小于顺列结构;当s1/d2.0时,换热器的平均换热系数和压降与膜式螺旋管的布置方式无关,即顺列和错列结构的换热系数及流动阻力基本相等。