高级检索

留言板

尊敬的读者、作者、审稿人, 关于本刊的投稿、审稿、编辑和出版的任何问题, 您可以本页添加留言。我们将尽快给您答复。谢谢您的支持!

姓名
邮箱
手机号码
标题
留言内容
验证码

温度对狭窄缝隙流动阻力系数影响的试验研究

孟洋 樊睿辰 眭曦 李勇 郑健涛 张嘉琪 王杰 余婷

孟洋, 樊睿辰, 眭曦, 李勇, 郑健涛, 张嘉琪, 王杰, 余婷. 温度对狭窄缝隙流动阻力系数影响的试验研究[J]. 核动力工程, 2023, 44(3): 74-78. doi: 10.13832/j.jnpe.2023.03.0074
引用本文: 孟洋, 樊睿辰, 眭曦, 李勇, 郑健涛, 张嘉琪, 王杰, 余婷. 温度对狭窄缝隙流动阻力系数影响的试验研究[J]. 核动力工程, 2023, 44(3): 74-78. doi: 10.13832/j.jnpe.2023.03.0074
Meng Yang, Fan Ruichen, Sui Xi, Li Yong, Zheng Jiantao, Zhang Jiaqi, Wang Jie, Yu Ting. Study on Effect of Temperature on the Narrow Gap Ressistance Coefficient Test[J]. Nuclear Power Engineering, 2023, 44(3): 74-78. doi: 10.13832/j.jnpe.2023.03.0074
Citation: Meng Yang, Fan Ruichen, Sui Xi, Li Yong, Zheng Jiantao, Zhang Jiaqi, Wang Jie, Yu Ting. Study on Effect of Temperature on the Narrow Gap Ressistance Coefficient Test[J]. Nuclear Power Engineering, 2023, 44(3): 74-78. doi: 10.13832/j.jnpe.2023.03.0074

温度对狭窄缝隙流动阻力系数影响的试验研究

doi: 10.13832/j.jnpe.2023.03.0074
详细信息
    作者简介:

    孟 洋(1983—),男,副研究员,现主要从事反应堆流体力学方面研究,E-mail: 89116608@qq.com

  • 中图分类号: TL334

Study on Effect of Temperature on the Narrow Gap Ressistance Coefficient Test

  • 摘要: 压水反应堆内冷却剂旁漏流流道尺寸多是狭窄缝隙,狭窄缝隙尺寸很敏感,很容易受到系统压力、压差、温度、振动等因素的影响。微小的尺寸变化又会引起阻力系数明显改变,导致试验测得的雷诺数与阻力系数关系曲线与流体动力学基本原理相悖。本文通过开展恒温和升温条件下的狭窄缝隙流动阻力系数试验,研究温度变化对狭窄缝隙流动阻力系数的影响规律。升温试验中维持系统压力、试验本体压差、流量不变,逐渐升高试验流体温度,获得不同温度下的试验本体流动阻力系数。试验结果表明试验流体温度从23℃上升至52℃时,试验本体狭窄缝隙尺寸由于热胀冷缩导致接缝面更贴合,压紧力增大,流动阻力系数增幅达8%。

     

  • 图  1  水平隔板漏流位置图

    Figure  1.  Leakage Location Map of Horizontal Baffle

    图  2  试验本体简图 mm

    P1—高压端;P2—低压端

    Figure  2.  Schematic Diagram for Test Body

    图  3  试验装置流程图

    Figure  3.  Flow Diagram for Experiment Apparatus

    图  4  恒温条件下试验本体雷诺数与阻力系数关系曲线图

    Figure  4.  Reynolds and Resistance Coefficient Chart of Test Body under Constant Temperature

    图  5  升温条件下试验本体雷诺数与阻力系数关系曲线图

    Figure  5.  Reynolds and Resistance Coefficient Chart of Test Body under Raised Temperature

    表  1  试验用仪器仪表

    Table  1.   Test Measuring Instrument

    仪表名称测量参数测量范围精度数量
    温度变送器回路水温度/℃0~1000.5℃1
    压力变送器模型入口腔压力/MPa0~2.5 0.1%1
    涡轮流量计漏流流量/(m3·h−1)1~10 0.5%1
    差压变送器漏流差压/kPa0~500 0.1%1
    0~2000 0.1%1
    下载: 导出CSV
  • [1] SATO H, JOHNSON R, SCHULTZ R. Computational fluid dynamic analysis of core bypass flow phenomena in a prismatic VHTR[J]. Annals of Nuclear Energy, 2010, 37(9): 1172-1185. doi: 10.1016/j.anucene.2010.04.021
    [2] TRAVIS B W, EL-GENK M S. Thermal–hydraulics analyses for 1/6 prismatic VHTR core and fuel element with and without bypass flow[J]. Energy Conversion and Management, 2013, 67: 325-341. doi: 10.1016/j.enconman.2012.11.003
    [3] TUNG Y H, JOHNSON R W, SATO H. Effects of graphite surface roughness on bypass flow computations for an HTGR[J]. Nuclear Engineering and Design, 2012, 252: 78-87. doi: 10.1016/j.nucengdes.2012.07.010
    [4] WANG H H, HASSAN Y A, DOMINGUEZ-ONTIVEROS E. Experimental study of core bypass flow in a prismatic VHTR based on a two-layer block model[J]. Nuclear Engineering and Design, 2016, 306: 98-107. doi: 10.1016/j.nucengdes.2015.09.025
    [5] TAK N I, KIM M H, LIM H S, et al. Validation of numerical methods to calculate bypass flow in a prismatic gas-cooled reactor core[J]. Nuclear Engineering and Technology, 2013, 45(6): 745-752. doi: 10.5516/NET.02.2013.521
    [6] KIM M H, LIM H S. Evaluation of the influence of bypass flow gap distribution on the core hot spot in a prismatic VHTR core[J]. Nuclear Engineering and Design, 2011, 241(8): 3076-3085. doi: 10.1016/j.nucengdes.2011.05.009
    [7] VAN RENSBURG J J J, KLEINGELD M. A CFD method to evaluate the integrated influence of leakage and bypass flows on the PBMR Reactor Unit[J]. Nuclear Engineering and Design, 2010, 240(11): 3841-3850. doi: 10.1016/j.nucengdes.2010.08.011
    [8] VAN RENSBURG J J J, KLEINGELD M. Investigating leakage and bypass flows in an HTR using a CFD methodology[J]. Nuclear Engineering and Design, 2011, 241(12): 4960-4971. doi: 10.1016/j.nucengdes.2011.08.073
    [9] YOON S J, LEE J H, KIM M H, et al. The effects of crossflow gap and axial bypass gap distribution on the flow characteristics in prismatic VHTR core[J]. Nuclear Engineering and Design, 2012, 250: 465-479. doi: 10.1016/j.nucengdes.2012.04.025
    [10] 杨来生,宗桂芳. 秦山600MW反应堆旁漏流水力模拟实验研究[J]. 核动力工程,1999, 20(4): 317-322.
    [11] 王盛, 杨来生, 方颖, 等. CNP1000反应堆旁漏流、流量分配及交混特性研究[C]//罗琦. 中国核动力研究设计院科学技术年报(2009). 成都: 中国核动力研究设计院, 2011: 18-20.
    [12] 孟洋,李华奇,王盛. CNP1000反应堆控制棒导向管旁流试验研究[J]. 原子能科学技术,2007, 41(S1): 31-34.
    [13] 徐元利,李华奇,王盛. CNP1000反应堆出口管缝隙漏流试验研究[J]. 原子能科学技术,2007, 41(S1): 59-61.
    [14] 方颖,张伟,眭曦,等. CAP1400反应堆吊篮与围筒旁通流特性实验研究[J]. 原子能科学技术,2016, 50(2): 273-276. doi: 10.7538/yzk.2016.50.02.0273
    [15] 眭曦,廖恒基,丁雷,等. 控制棒导向管外流道旁流特性实验研究[J]. 原子能科学技术,2018, 52(11): 1956-1961. doi: 10.7538/yzk.2018.youxian.0208
  • 加载中
图(5) / 表(1)
计量
  • 文章访问数:  116
  • HTML全文浏览量:  62
  • PDF下载量:  24
  • 被引次数: 0
出版历程
  • 收稿日期:  2022-07-12
  • 修回日期:  2022-08-22
  • 刊出日期:  2023-06-15

目录

    /

    返回文章
    返回