当前位置:主页 > 理工论文 > 核科学论文 >

反应堆类四边形子通道内超临界水流动传热特性研究

发布时间:2020-03-31 04:44
【摘要】:当前世界面临着严峻的能源危机和气候形式,能源已经成为影响人类发展的重要因素之一。特别是我国,由于化石燃料的使用,近年来出现的大范围持续的雾霾天气,使得调整能源结构迫在眉睫。由于核电不造成对大气的污染排放,大力发展核电,成为我国能源建设的一项重要政策。第四代核电技术是未来核电技术的发展方向,超临界水冷反应堆(SCWR)是六种第四代新型反应堆之一,其热效率高、系统简化、结构紧凑、经济性好。基于我国现有的核反应堆和超临界火电的研究基础,超临界水冷堆是我国重点研发的新一代核电技术之一。在超临界水冷堆中,堆芯棒束通道的流动传热与热工水力特性对整个系统的安全和经济运行起着至关重要的作用,对于堆芯通道内流动传热的规律性认识是发展SCWR技术必须深入研究和亟待解决的问题。 在压力为23~28MPa,热流密度为200~1000kW/m2,质量流速为700~1300kg/(m2·s)的范围内,本文对棒径为8mm,栅距比为1.2的SCWR类四边形子通道内超临界水的流动传热特性进行了试验和数值模拟研究。分析了压力、热流密度和质量流速对SCWR类四边形子通道内的壁温分布特性、传热特性、摩擦压降特性和二次流特性的影响,并将试验数据和数值模拟结果与经典关联式进行了对比分析研究。 本文对SCWR类四边形子通道内超临界水的传热特性进行了试验和数值模拟研究,研究发现:在拟临界区,换热系数出现峰值,传热强化作用明显。随着压力或热流密度的增加,壁面温度不断增加,换热系数的峰值不断减小;随着质量流速的增加,壁面温度在不断减小,换热系数的峰值不断增加。在大比热区,压力、热流密度和质量流速对换热系数的影响均较大;在远离大比热区的低焓值区和高焓值区,压力、热流密度和质量流速对换热系数的影响相对较小。在拟临界区,超临界水的比热和Pr数出现峰值,密度、动力粘度和导热系数急剧减小,导致壁面温度随焓值升高很小,换热系数出现峰值。在拟临界点附近,由于密度的急剧减小,会产生类似汽泡的小密度流体层,该小密度流体层会阻碍管壁与流体之间的换热,热流密度与质量流速的比值(q/G)越小,强化换热的作用越明显。 本文对SCWR类四边形子通道内超临界水的摩擦压降特性进行了试验研究,研究发现:质量流速对摩擦压降的影响较大,压力和热流密度对摩擦压降影响相对较小。质量流速的增加,会使摩擦压降有较大增加。超临界水在低焓值区呈液态,在高焓值区呈汽态,质量流速对摩擦压降的影响在低焓值区明显小于在高焓值区。在低焓值区,压力和热流密度的增加对摩擦压降的影响不明显;在高焓值区,随着压力和热流密度的增大,摩擦压降逐渐减小。 本文对SCWR类四边形子通道内超临界水的二次流特性进行了数值模拟研究,研究发现:压力对二次流的结构和强度影响均不大,热流密度和质量流速对二次流的结构和强度影响均较大。当热流密度与质量流速的比值(q/G)较小时,类四边形子通道内形成了8个二次流漩涡。每个1/8区域内都有1个漩涡,每两个相邻的漩涡作对称流动;当热流密度与质量流速的比值(q/G)较大时,类四边形子通道内形成了16个漩涡。每个1/8区域内都有2个漩涡,且它们的旋转方向相反。热流密度的增加和质量流速的减小,均会使最大二次流速与主流速度的比值减少。不同压力、热流密度和质量流速条件下,二次流速均远小于主流速度,最大二次流速与主流速度的比值均0.4%。 本文将SCWR类四边形子通道内超临界水流动传热特性的试验结果与数值模拟结果进行了对比研究,并将试验和数值模拟的换热系数与经典关联式进行了对比分析研究,研究发现:试验与数值模拟的内壁温度随焓值的变化趋势一致且数值较为接近,试验与数值模拟的换热系数随焓值的变化趋势一致但数值有一定偏差。温度的最大偏差率为6.2%,主要是由求解类四边形子通道一维稳态导热问题引起的;试验和数值模拟结果的换热系数偏差率较大,主要是由试验计算的内壁温度偏大造成的。数值模拟计算的类四边形子通道换热系数总体上能够较好地符合经典关联式,与Petukhov K.(1983)关联式预测值符合最好;试验的换热系数比三个关联式的预测值都小。
【图文】:

试验系统,试验段


2 试验系统和试验方法统与试验段结构系统及结构类四边形子通道内超临界水的流动传热特性试验,是在西安交家重点实验室高温高压试验台上进行的。该系统可以在很广的或两相流体的流动和传热特性试验,试验系统如图 2-1 所示。箱 1 经过阀门 2 和滤网 3 后,由高压柱塞泵 4 升压,然后分是为了调节流量和压力而设计的旁路系统;另一路是试验主系统中,试验工质经调节阀 2 和孔板流量计 5 后,进入套管高吸收从试验段出来的高温工质的热量后,进入预热段 7,将口温度后,进入到试验段 8 加热到试验工况,由试验段出来的冷却,经转子流量计 10 测量流量后回到水箱 1。

子通道,截面形状,四边形,试验段


用铜辫和铜板直接接入电加热管段。预热段共 6 段,使用 6 台大电流变压器,分别由 台 180 kW 和 4 台 100 kW 大电流变压器加热,最大加热功率为 760 kW;试验段由 1 台大电流变压器加热,最大加热功率 180 kW;再加上再生式换热器回收的约 2/3 的热量系统最大加热量可达 1000 kW 以上。试验段最大电流不超过 4000 A,为保证安全,单根铜辫通过电流不大于 1000 A。高效再生套管式换热器 6、预热段 7、试验段 8 及其连接管道都采用硅酸铝陶瓷纤维(保温棉)绝热保温,可以防止过多的热量在高温情况下散失。预热段用陶瓷绝缘管与支撑架隔离,试验段用绝缘砖和绝缘盘与支撑架绝缘。2.1.2 试验段结构试验段材料为 1Cr18Ni9Ti 不锈钢。试验段的加工步骤为:首先将长度为 680 mm直径为 20 mm 的实心钢棒切割为 3 个小段,每个小段均采用线切割技术加工成如图 2-所示的截面形状;之后将每小段进行焊接连接,为了保证通道内的流动特性,,焊接处使用同试验段材料相同的不锈钢箍箍紧后焊接,试验段连接处如图 2-3 所示。棒束直径D=8 mm,栅距比 P/D=1.2,通道厚度为 2.5 mm。试验段的水力直径为 6.6677 mm。
【学位授予单位】:华北水利水电大学
【学位级别】:硕士
【学位授予年份】:2014
【分类号】:TL33

【参考文献】

相关期刊论文 前7条

1 梁法春,王栋,林宗虎;超临界区水的拟临界温度的确定[J];动力工程;2004年06期

2 顾汉洋;程旭;杨燕华;;超临界反应堆子通道流动传热数值分析[J];工程热物理学报;2008年03期

3 李满昌;王明利;;超临界水冷堆开发现状与前景展望[J];核动力工程;2006年02期

4 顾汉洋;程旭;卢冬华;;方形子通道内超临界流体流动传热CFD分析[J];核动力工程;2009年02期

5 于意奇;杨燕华;顾汉洋;程旭;宋小明;王小军;;三角形排列的紧密栅元棒束内流动行为的数值模拟[J];核动力工程;2009年S1期

6 ;Numerical analysis of thermal-hydraulic behavior of supercritical water in vertical upward/downward flow channels[J];Nuclear Science and Techniques;2008年03期

7 程旭;刘晓晶;;超临界水冷堆国内外研发现状与趋势[J];原子能科学技术;2008年02期



本文编号:2608583

资料下载
论文发表

本文链接:https://www.wllwen.com/projectlw/hkxlw/2608583.html


Copyright(c)文论论文网All Rights Reserved | 网站地图

版权申明:资料由用户3c685***提供,本站仅收录摘要或目录,作者需要删除请E-mail邮箱[email protected]