两相临界流实验研究

• 作 者: 陈听宽 徐进良 罗毓珊
• 机 构: 西安交通大学动力工程多相流国家重点实验室
• 出 处: 工程热物理学报
• 发表日期: 2002年5期
• 关键词: 两相临界流 核电站 失水事故 小破口 压力容器 管道 critical flow rate nuclear power station loss of cool
• 基金项目: 国家自然科学基金

针对核电站小破口失水事故,对锐边直管长径比L/D从1.01到25.61的5种破口型式进行了试验研究,其滞止压力从4.0 MPa到22.0 MPa,入口流体为饱和及过冷水,过冷度从0°C到60°C.采用均相热力学非平衡模型给出了临界流计算方法,根据试验数据给出了临界流压力比及热不平衡数与长径比L/D的关联式.所得临界流的预报值与试验结果符合良好,用于反应堆安全分析计算,可获得更精确的结果.