天堂国产午夜亚洲专区-少妇人妻综合久久蜜臀-国产成人户外露出视频在线-国产91传媒一区二区三区

當前位置:主頁 > 理工論文 > 核科學論文 >

反應堆類四邊形子通道內(nèi)超臨界水流動傳熱特性研究

發(fā)布時間:2020-03-31 04:44
【摘要】:當前世界面臨著嚴峻的能源危機和氣候形式,能源已經(jīng)成為影響人類發(fā)展的重要因素之一。特別是我國,由于化石燃料的使用,近年來出現(xiàn)的大范圍持續(xù)的霧霾天氣,使得調(diào)整能源結(jié)構(gòu)迫在眉睫。由于核電不造成對大氣的污染排放,大力發(fā)展核電,成為我國能源建設(shè)的一項重要政策。第四代核電技術(shù)是未來核電技術(shù)的發(fā)展方向,超臨界水冷反應堆(SCWR)是六種第四代新型反應堆之一,其熱效率高、系統(tǒng)簡化、結(jié)構(gòu)緊湊、經(jīng)濟性好;谖覈F(xiàn)有的核反應堆和超臨界火電的研究基礎(chǔ),超臨界水冷堆是我國重點研發(fā)的新一代核電技術(shù)之一。在超臨界水冷堆中,堆芯棒束通道的流動傳熱與熱工水力特性對整個系統(tǒng)的安全和經(jīng)濟運行起著至關(guān)重要的作用,對于堆芯通道內(nèi)流動傳熱的規(guī)律性認識是發(fā)展SCWR技術(shù)必須深入研究和亟待解決的問題。 在壓力為23~28MPa,熱流密度為200~1000kW/m2,質(zhì)量流速為700~1300kg/(m2·s)的范圍內(nèi),本文對棒徑為8mm,柵距比為1.2的SCWR類四邊形子通道內(nèi)超臨界水的流動傳熱特性進行了試驗和數(shù)值模擬研究。分析了壓力、熱流密度和質(zhì)量流速對SCWR類四邊形子通道內(nèi)的壁溫分布特性、傳熱特性、摩擦壓降特性和二次流特性的影響,并將試驗數(shù)據(jù)和數(shù)值模擬結(jié)果與經(jīng)典關(guān)聯(lián)式進行了對比分析研究。 本文對SCWR類四邊形子通道內(nèi)超臨界水的傳熱特性進行了試驗和數(shù)值模擬研究,研究發(fā)現(xiàn):在擬臨界區(qū),換熱系數(shù)出現(xiàn)峰值,傳熱強化作用明顯。隨著壓力或熱流密度的增加,壁面溫度不斷增加,換熱系數(shù)的峰值不斷減小;隨著質(zhì)量流速的增加,壁面溫度在不斷減小,換熱系數(shù)的峰值不斷增加。在大比熱區(qū),壓力、熱流密度和質(zhì)量流速對換熱系數(shù)的影響均較大;在遠離大比熱區(qū)的低焓值區(qū)和高焓值區(qū),壓力、熱流密度和質(zhì)量流速對換熱系數(shù)的影響相對較小。在擬臨界區(qū),超臨界水的比熱和Pr數(shù)出現(xiàn)峰值,密度、動力粘度和導熱系數(shù)急劇減小,導致壁面溫度隨焓值升高很小,換熱系數(shù)出現(xiàn)峰值。在擬臨界點附近,由于密度的急劇減小,會產(chǎn)生類似汽泡的小密度流體層,該小密度流體層會阻礙管壁與流體之間的換熱,熱流密度與質(zhì)量流速的比值(q/G)越小,強化換熱的作用越明顯。 本文對SCWR類四邊形子通道內(nèi)超臨界水的摩擦壓降特性進行了試驗研究,研究發(fā)現(xiàn):質(zhì)量流速對摩擦壓降的影響較大,壓力和熱流密度對摩擦壓降影響相對較小。質(zhì)量流速的增加,會使摩擦壓降有較大增加。超臨界水在低焓值區(qū)呈液態(tài),在高焓值區(qū)呈汽態(tài),質(zhì)量流速對摩擦壓降的影響在低焓值區(qū)明顯小于在高焓值區(qū)。在低焓值區(qū),壓力和熱流密度的增加對摩擦壓降的影響不明顯;在高焓值區(qū),隨著壓力和熱流密度的增大,摩擦壓降逐漸減小。 本文對SCWR類四邊形子通道內(nèi)超臨界水的二次流特性進行了數(shù)值模擬研究,研究發(fā)現(xiàn):壓力對二次流的結(jié)構(gòu)和強度影響均不大,熱流密度和質(zhì)量流速對二次流的結(jié)構(gòu)和強度影響均較大。當熱流密度與質(zhì)量流速的比值(q/G)較小時,類四邊形子通道內(nèi)形成了8個二次流漩渦。每個1/8區(qū)域內(nèi)都有1個漩渦,每兩個相鄰的漩渦作對稱流動;當熱流密度與質(zhì)量流速的比值(q/G)較大時,類四邊形子通道內(nèi)形成了16個漩渦。每個1/8區(qū)域內(nèi)都有2個漩渦,且它們的旋轉(zhuǎn)方向相反。熱流密度的增加和質(zhì)量流速的減小,均會使最大二次流速與主流速度的比值減少。不同壓力、熱流密度和質(zhì)量流速條件下,二次流速均遠小于主流速度,最大二次流速與主流速度的比值均0.4%。 本文將SCWR類四邊形子通道內(nèi)超臨界水流動傳熱特性的試驗結(jié)果與數(shù)值模擬結(jié)果進行了對比研究,并將試驗和數(shù)值模擬的換熱系數(shù)與經(jīng)典關(guān)聯(lián)式進行了對比分析研究,研究發(fā)現(xiàn):試驗與數(shù)值模擬的內(nèi)壁溫度隨焓值的變化趨勢一致且數(shù)值較為接近,試驗與數(shù)值模擬的換熱系數(shù)隨焓值的變化趨勢一致但數(shù)值有一定偏差。溫度的最大偏差率為6.2%,主要是由求解類四邊形子通道一維穩(wěn)態(tài)導熱問題引起的;試驗和數(shù)值模擬結(jié)果的換熱系數(shù)偏差率較大,主要是由試驗計算的內(nèi)壁溫度偏大造成的。數(shù)值模擬計算的類四邊形子通道換熱系數(shù)總體上能夠較好地符合經(jīng)典關(guān)聯(lián)式,與Petukhov K.(1983)關(guān)聯(lián)式預測值符合最好;試驗的換熱系數(shù)比三個關(guān)聯(lián)式的預測值都小。
【圖文】:

試驗系統(tǒng),試驗段


2 試驗系統(tǒng)和試驗方法統(tǒng)與試驗段結(jié)構(gòu)系統(tǒng)及結(jié)構(gòu)類四邊形子通道內(nèi)超臨界水的流動傳熱特性試驗,是在西安交家重點實驗室高溫高壓試驗臺上進行的。該系統(tǒng)可以在很廣的或兩相流體的流動和傳熱特性試驗,試驗系統(tǒng)如圖 2-1 所示。箱 1 經(jīng)過閥門 2 和濾網(wǎng) 3 后,由高壓柱塞泵 4 升壓,然后分是為了調(diào)節(jié)流量和壓力而設(shè)計的旁路系統(tǒng);另一路是試驗主系統(tǒng)中,試驗工質(zhì)經(jīng)調(diào)節(jié)閥 2 和孔板流量計 5 后,進入套管高吸收從試驗段出來的高溫工質(zhì)的熱量后,進入預熱段 7,將口溫度后,進入到試驗段 8 加熱到試驗工況,由試驗段出來的冷卻,經(jīng)轉(zhuǎn)子流量計 10 測量流量后回到水箱 1。

子通道,截面形狀,四邊形,試驗段


用銅辮和銅板直接接入電加熱管段。預熱段共 6 段,使用 6 臺大電流變壓器,分別由 臺 180 kW 和 4 臺 100 kW 大電流變壓器加熱,最大加熱功率為 760 kW;試驗段由 1 臺大電流變壓器加熱,最大加熱功率 180 kW;再加上再生式換熱器回收的約 2/3 的熱量系統(tǒng)最大加熱量可達 1000 kW 以上。試驗段最大電流不超過 4000 A,為保證安全,單根銅辮通過電流不大于 1000 A。高效再生套管式換熱器 6、預熱段 7、試驗段 8 及其連接管道都采用硅酸鋁陶瓷纖維(保溫棉)絕熱保溫,可以防止過多的熱量在高溫情況下散失。預熱段用陶瓷絕緣管與支撐架隔離,試驗段用絕緣磚和絕緣盤與支撐架絕緣。2.1.2 試驗段結(jié)構(gòu)試驗段材料為 1Cr18Ni9Ti 不銹鋼。試驗段的加工步驟為:首先將長度為 680 mm直徑為 20 mm 的實心鋼棒切割為 3 個小段,每個小段均采用線切割技術(shù)加工成如圖 2-所示的截面形狀;之后將每小段進行焊接連接,為了保證通道內(nèi)的流動特性,,焊接處使用同試驗段材料相同的不銹鋼箍箍緊后焊接,試驗段連接處如圖 2-3 所示。棒束直徑D=8 mm,柵距比 P/D=1.2,通道厚度為 2.5 mm。試驗段的水力直徑為 6.6677 mm。
【學位授予單位】:華北水利水電大學
【學位級別】:碩士
【學位授予年份】:2014
【分類號】:TL33

【參考文獻】

相關(guān)期刊論文 前7條

1 梁法春,王棟,林宗虎;超臨界區(qū)水的擬臨界溫度的確定[J];動力工程;2004年06期

2 顧漢洋;程旭;楊燕華;;超臨界反應堆子通道流動傳熱數(shù)值分析[J];工程熱物理學報;2008年03期

3 李滿昌;王明利;;超臨界水冷堆開發(fā)現(xiàn)狀與前景展望[J];核動力工程;2006年02期

4 顧漢洋;程旭;盧冬華;;方形子通道內(nèi)超臨界流體流動傳熱CFD分析[J];核動力工程;2009年02期

5 于意奇;楊燕華;顧漢洋;程旭;宋小明;王小軍;;三角形排列的緊密柵元棒束內(nèi)流動行為的數(shù)值模擬[J];核動力工程;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;劉曉晶;;超臨界水冷堆國內(nèi)外研發(fā)現(xiàn)狀與趨勢[J];原子能科學技術(shù);2008年02期



本文編號:2608583

資料下載
論文發(fā)表

本文鏈接:http://sikaile.net/projectlw/hkxlw/2608583.html


Copyright(c)文論論文網(wǎng)All Rights Reserved | 網(wǎng)站地圖 |

版權(quán)申明:資料由用戶3c685***提供,本站僅收錄摘要或目錄,作者需要刪除請E-mail郵箱bigeng88@qq.com