摘要：从传热学的角度分析了压水堆中的三通构件所受到的热冲击作用,探讨了流速比对于构件所受热冲击的影响.实际运行中,为降低构件受到的热冲击,最佳流速比范围应在0.04～0.1之间.

摘要：基于已设计的同一液体射流泵试验装置,采用脉冲和恒定工作液体射流,应用数值计算方法研究了脉冲与恒定液体射流泵基本性能方程的参数,并定量分析了流速比M、动量修正系数k1与k2随面积比的变化规律及其对液体射流泵性能的影响,提出了优化结构、率定几何参数的建议。

摘要：在圆形断面的排水管道设计中，有时需要计算不满流条件下一定充满度时的流量及流速．针对有不满流的流量、流速与对应的满流的流量、流速的比值，现推荐的解析表达式，便于从充满度直接计算流量比。

摘要：利用雷诺应力模型对同向流动环境中3孔热水浮射流进行数值模拟,得出了不同流速比下的速度场,温度场,并对结果进行了对比分析。探讨了不同流速比时各股射流之间的相互影响,最后得出3种流速比下的射流轨迹线。

摘要：当热射流垂直入射至主流中时 ,在宽广的射流与主流流速比 ( 0 0 1～ 1 50 )下 ,测量了 3个不同区域内近壁区流体的温度随流速比变化的情况 .通过实验发现 ,横向射流的流动形式复杂 ,不同区域近壁区流体的温度随流速比变化的情况不尽相同 .在射流下游区 ,当流速比大于 0 4 0以后 ,射流核心区已基本离开近壁处 .在射流管出口处 ,低流速比时射流出口温度分布极不均匀 .在射流管内 ,低流速比时存在有紊动区 ,当流速比大于 0 0 5以后 。

摘要：针对环境水流对河道取水口的干扰,基于有限体积法和结构化网格,利用Realizableκ-ε紊流模型模拟河道取水口在运行过程中的引水状态,并引入流速比分析近场流速对取水口引水特性的影响。结果表明,环境流速严重影响取水口外沿进流流速的分布均匀度,流速比愈小,流速分布愈均匀。同时竖管内的汇流状态和取水口输水效率也严重依赖于流速比的变化。

摘要：针对核反应堆冷却剂系统中的主管道安注斜接管等温横向射流问题,应用计算流体力学商用软件CFX进行等温横向射流流动的数值模拟,得出了典型运行工况下的三维流场分布。深入研究了射流与主流在不同流速比情况下等温横向射流的流动特性、影响区域及主要影响因素,在所研究的参数范围内,得出了流速比是决定等温横向射流流动特性的最重要因素,同时将数值模拟结果与流动可视化试验结果进行了比较,二者吻合良好。

摘要：对CNP1000核反应堆冷却剂安全注入接管内射流的流动特性进行了可视化研究。在相同的流速比下,流型和射流穿透深度、影响区域基本相同;随着流速比的增加,射流穿透深度增大,偏斜减小,沿主管管壁流体减少。结果对于后续的传热试验热测点布置具有重要的指导意义。传热试验结果对反应堆安全注入接管的结构疲劳分析提供相关数据,并为反应堆结构设计提供依据。

摘要：针对反应堆主管道45°安注斜接管嘴,基于1:9的比例模型,采用计算流体力学程序(CFX)软件,进行了常压条件下安注斜接管嘴主、射流温差分别为30℃和70℃、射流和主流的流速比为0.87～40、构件不同区域内非等温横向射流时的壁温变化及其分布特征的数值模拟研究,得出了构件内主接管相交区、射流下游区、主管侧面区及主管底部各区域测点近壁流体的混合函数。通过对射流与主管流体两种温差下各区域测点混合函数的比较发现,在本次研究中,30℃、70℃两种温差下各点混合函数基本保持不变,各点混合函数的大小与温差关系不大。将本文混合函数的计算结果与同期试验结果进行了比较,二者符合良好。

摘要：为了分析核反应堆冷却剂系统中带热套管T型接管内由于注入非等温横向射流导致的构件热冲击状况,本文应用计算流体力学商用软件FLUENT5.3进行了紊流流动换热的数值模拟,分析了主管及接管与热套管间环腔内的流动换热特性。针对套管上开有通流小孔,并采用凸台支撑的热套管结构形式,模拟了射流与主流流速比为0.05及0.5两种典型工艺。通过传热实验,研究了主管及接管内壁近壁区域的传热特性,并讨论了热套管尺寸变化对接管热冲击的影响。结果表明,数值模拟与实验数据吻合良好;热套管对构件的热保护程度与热套管结构形式及流速比密切相关;适当减小流速比有利于改善构件热应力状况。