本文關(guān)鍵詞：振動(dòng)工況下環(huán)管內(nèi)氣液兩相流參數(shù)分布實(shí)驗(yàn)研究

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【摘要】：為模擬地震對(duì)反應(yīng)堆堆芯內(nèi)兩相流動(dòng)的影響,將振動(dòng)產(chǎn)生裝置與實(shí)驗(yàn)段結(jié)合,并利用電導(dǎo)探針技術(shù)實(shí)驗(yàn)研究了振動(dòng)工況下環(huán)管內(nèi)氣液兩相流局部參數(shù)的分布特性。振動(dòng)裝置所采用的偏心輪的偏心距為15.875mm,并可通過(guò)調(diào)節(jié)電機(jī)轉(zhuǎn)速獲得不同的振動(dòng)周期。環(huán)管實(shí)驗(yàn)段內(nèi)徑和外徑分別為19.1mm和38.1mm,總長(zhǎng)度為2.32m。實(shí)驗(yàn)以空氣和水為工質(zhì),流動(dòng)工況覆蓋了泡狀流、彈狀流及攪混流等流型。實(shí)驗(yàn)結(jié)果表明,振動(dòng)對(duì)管內(nèi)氣液兩相流局部參數(shù)如含氣率和界面濃度等分布具有重要影響。隨振動(dòng)周期的減小,管內(nèi)兩相流參數(shù)分布發(fā)生明顯變化。另外振動(dòng)對(duì)低含氣率的泡狀流影響較大,隨含氣率的增加,流型逐漸向攪混流過(guò)度,振動(dòng)對(duì)兩相流參數(shù)的影響逐漸減小。
【作者單位】： 清華大學(xué)核能與新能源技術(shù)研究院先進(jìn)反應(yīng)堆工程與安全教育部重點(diǎn)實(shí)驗(yàn)室;普渡大學(xué)核工程系;國(guó)立清華大學(xué)工程與系統(tǒng)科學(xué)系核子工程與科學(xué)研究所;
【分類號(hào)】：TL36;O359
【正文快照】： 地震對(duì)核反應(yīng)堆安全性具有重要影響。近年來(lái),尤其是福島核事故后,越來(lái)越多的學(xué)者開(kāi)始關(guān)注振動(dòng)工況下的反應(yīng)堆安全性能。地震不僅會(huì)影響反應(yīng)堆結(jié)構(gòu),也會(huì)從熱工水力學(xué)及堆芯空泡效應(yīng)等方面威脅反應(yīng)堆安全。在反應(yīng)堆堆芯中,振動(dòng)會(huì)增強(qiáng)燃料棒壁面附近的過(guò)熱冷卻劑與主流內(nèi)過(guò)冷冷卻

【相似文獻(xiàn)】

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4 林

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