【摘要】：本文以核反應堆壓水堆二回路中的板式蒸汽發(fā)生器的設計為研究背景,對大長徑比細矩形通道和半圓形通道中的流動沸騰換熱特性和矩形通道的可視化進行了研究。通過搭建適用于不同壓力、加熱方式、質(zhì)量流速和熱流密度下細長通道流動沸騰及可視化的實驗臺,分別針對主要流型及轉換、換熱機理進行了研究。在流動沸騰可視化實驗中,在常壓下觀察到了七種流型,分別為:泡狀流、彈狀流、受限氣泡、拉長氣泡、攪混-環(huán)狀流、環(huán)狀流和干涸流;在這些流型以外,在高壓下還觀察到較為明顯的喉-環(huán)狀流。分別對不同實驗條件下長通道中的流型占比進行了分析。在均勻加熱條件下流動沸騰換熱特性的研究中,對常壓(0.1～0.3 MPa)和較高壓力(2.5～2.7 MPa)下的矩形通道換熱特性進行了研究,分析了熱流密度和質(zhì)量流速分別對核態(tài)沸騰以及對流沸騰這兩個重要主導機理的影響,并著重分析了壓力對兩相流流動沸騰換熱特性的影響。在對截面為半圓形的通道分析中,將實驗數(shù)據(jù)與Fang公式的預測進行了對比分析,并通過引入長徑比這一修正因子對換熱關聯(lián)式進行了修正,將預測誤差控制在了 21.59%之內(nèi)。通過對矩形通道的梯度變化加熱實驗模擬實際工程應用中的逆流高溫水加熱條件,研究了與均勻加熱條件下的可視化、換熱特性的異同,將其與已有的換熱關聯(lián)式進行對比,針對長通道的換熱特性對換熱關聯(lián)式進行適用于工程應用的修正。
【圖文】：

目前全世界大約有４４０座核電機組在運行，其中約９２％是輕水堆（ＬＷＲ），其逡逑余為重水堆（ＰＨＷＲ）以及先進氣冷堆（ＡＧＲ）等。輕水堆主要是壓水堆（ＰＷＲ）和沸水逡逑堆（ＢＷＲ）兩種類型，其中大約７５％為壓水堆，我國投入運行并將建造的絕大多數(shù)逡逑核電站都是壓水堆型的［１］。逡逑由于用壓力水減速和冷卻的核反應堆裝置，，具有切實的可靠性、安全性和穩(wěn)逡逑定性，同時具有良好的經(jīng)濟性，使得壓水堆在核電站中獲得了廣泛應用。而蒸汽逡逑發(fā)生器是壓水堆動力裝置中的主要設備之一，是連接一、二回路的樞紐。在核反逡逑應堆中，壓水堆采用二回路發(fā)電，一般堆芯內(nèi)工作介質(zhì)壓力為１０邋ＭＰａ至２０邋ＭＰａ，逡逑溫度為三百左右度，為保證反應堆安全，高壓的冷卻水介質(zhì)在此溫度下不能汽化。逡逑當堆冷卻水攜帶熱量來到蒸汽發(fā)生器時，通過傳熱管，將熱量傳給二回路中的水，逡逑使二回路的水沸騰，產(chǎn)生的蒸汽帶動汽輪機，實現(xiàn)發(fā)電。傳統(tǒng)的二回路換熱器的逡逑管徑較大，所占空間較大，換熱情況不是十分理想。隨著水冷核反應堆的發(fā)展，逡逑所要求的熱負荷己超過以往工業(yè)中所用的熱負荷。然而它的工作性能及安全性，逡逑直接影響到整個核動力裝置的工作性能及安全可靠性。隨著蒸汽發(fā)生器向高功率、逡逑小型化方向發(fā)展，希望核動力裝置的結構更加緊湊。逡逑

目前全世界大約有４４０座核電機組在運行，其中約９２％是輕水堆（ＬＷＲ），其逡逑余為重水堆（ＰＨＷＲ）以及先進氣冷堆（ＡＧＲ）等。輕水堆主要是壓水堆（ＰＷＲ）和沸水逡逑堆（ＢＷＲ）兩種類型，其中大約７５％為壓水堆，我國投入運行并將建造的絕大多數(shù)逡逑核電站都是壓水堆型的［１］。逡逑由于用壓力水減速和冷卻的核反應堆裝置，具有切實的可靠性、安全性和穩(wěn)逡逑定性，同時具有良好的經(jīng)濟性，使得壓水堆在核電站中獲得了廣泛應用。而蒸汽逡逑發(fā)生器是壓水堆動力裝置中的主要設備之一，是連接一、二回路的樞紐。在核反逡逑應堆中，壓水堆采用二回路發(fā)電，一般堆芯內(nèi)工作介質(zhì)壓力為１０邋ＭＰａ至２０邋ＭＰａ，逡逑溫度為三百左右度，為保證反應堆安全，高壓的冷卻水介質(zhì)在此溫度下不能汽化。逡逑當堆冷卻水攜帶熱量來到蒸汽發(fā)生器時，通過傳熱管，將熱量傳給二回路中的水，逡逑使二回路的水沸騰，產(chǎn)生的蒸汽帶動汽輪機，實現(xiàn)發(fā)電。傳統(tǒng)的二回路換熱器的逡逑管徑較大，所占空間較大，換熱情況不是十分理想。隨著水冷核反應堆的發(fā)展，逡逑所要求的熱負荷己超過以往工業(yè)中所用的熱負荷。然而它的工作性能及安全性，逡逑直接影響到整個核動力裝置的工作性能及安全可靠性。隨著蒸汽發(fā)生器向高功率、逡逑小型化方向發(fā)展，希望核動力裝置的結構更加緊湊。逡逑
【學位授予單位】：北京交通大學
【學位級別】：碩士
【學位授予年份】：2018
【分類號】：TK124

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本文編號：2683502