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竖直管道内间歇式两相流动沸腾特性分析
被引量:
1
1
作者
陈金波
廖世梁
+3 位作者
佟立丽
曹学武
邓坚
曾未
《原子能科学技术》
EI
CAS
CSCD
北大核心
2016年第2期282-289,共8页
自然循环或重力注水过程的热功率、冷却剂流量等操作条件较小,易出现各种流动不稳定现象,影响核反应堆事故的发展进程,间歇式流动沸腾现象就属于其中的一种。以去离子水为工质,采用2×2加热棒束,对内径为32mm竖直通道内的间歇式流...
自然循环或重力注水过程的热功率、冷却剂流量等操作条件较小,易出现各种流动不稳定现象,影响核反应堆事故的发展进程,间歇式流动沸腾现象就属于其中的一种。以去离子水为工质,采用2×2加热棒束,对内径为32mm竖直通道内的间歇式流动沸腾现象进行了实验研究,分析了不同热流密度下间歇式流动沸腾不稳定现象的变化规律,讨论了热流密度对间歇式沸腾周期的影响。结果表明,在一定的热流密度条件下,当加热通道内流体达到饱和并过热时,会发生周期性地剧烈喷涌及冷液回流现象,期间伴随泡状流、弹状流、搅混流及环状流等多种流动形态;间歇喷涌周期取决于沸腾停滞时间,随热流密度的不断增大,沸腾停滞时间缩短,间歇喷涌周期也缩短。当热流密度增大到一定程度时,间歇式流动沸腾现象消失,从而转变为另一种两相流动不稳定现象。
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关键词
竖直通道
间歇式沸腾
流动不稳定性
蒸汽喷涌
压力冲击
下载PDF
职称材料
题名
竖直管道内间歇式两相流动沸腾特性分析
被引量:
1
1
作者
陈金波
廖世梁
佟立丽
曹学武
邓坚
曾未
机构
上海交通大学机械与动力工程学院
中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室
出处
《原子能科学技术》
EI
CAS
CSCD
北大核心
2016年第2期282-289,共8页
基金
国家磁约束核聚变能发展研究专项资助项目(2014GB122000)
核反应堆系统设计技术重点实验室基金资助项目(201300603)
文摘
自然循环或重力注水过程的热功率、冷却剂流量等操作条件较小,易出现各种流动不稳定现象,影响核反应堆事故的发展进程,间歇式流动沸腾现象就属于其中的一种。以去离子水为工质,采用2×2加热棒束,对内径为32mm竖直通道内的间歇式流动沸腾现象进行了实验研究,分析了不同热流密度下间歇式流动沸腾不稳定现象的变化规律,讨论了热流密度对间歇式沸腾周期的影响。结果表明,在一定的热流密度条件下,当加热通道内流体达到饱和并过热时,会发生周期性地剧烈喷涌及冷液回流现象,期间伴随泡状流、弹状流、搅混流及环状流等多种流动形态;间歇喷涌周期取决于沸腾停滞时间,随热流密度的不断增大,沸腾停滞时间缩短,间歇喷涌周期也缩短。当热流密度增大到一定程度时,间歇式流动沸腾现象消失,从而转变为另一种两相流动不稳定现象。
关键词
竖直通道
间歇式沸腾
流动不稳定性
蒸汽喷涌
压力冲击
Keywords
vertical channel
geysering boiling
flow instability
vapor eruption
pressure surge
分类号
TL334 [核科学技术—核技术及应用]
O359.1 [理学—流体力学]
下载PDF
职称材料
题名
作者
出处
发文年
被引量
操作
1
竖直管道内间歇式两相流动沸腾特性分析
陈金波
廖世梁
佟立丽
曹学武
邓坚
曾未
《原子能科学技术》
EI
CAS
CSCD
北大核心
2016
1
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职称材料
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