超临界水冷堆换热特性分析研究

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超临界水冷堆换热特性分析研究

超临界水冷堆换热特性分析研究

之 间; 增大质量流量和减 小壁 面热 流密度都 能够降低 壁温 , 改善传热 , 生传 热恶化 的焓值推后 , 使发 恶化 的趋势减弱。 [ 关键词 ] 超 临界水冷堆 ; 临界水 ; 超 换热特性; 数值模 拟 [ 作者简介 ] 李茂 , 东省电力设计研 究院, 士, 究方向: 广 硕 研 电站设计 , 东 广州 ,16 3 广 5 06 [ 中图分类号 ] K 2 T 24 [ 文献标识码 ] A [ 文章编号 ]1O — 73 2 1 )7 0 2 — 03 o 7 7 2 (o 0 o — 0 7 0 0
2 MP 5 a压 力 下 超 临 界 水 平 均 温 度 从 3 0: 0' E到
图 1 物 理 模 型
控 制方程 和边 界条 件 : 质 量方程 :
鲁v 0 十 _
动量 方程 :
+V . : 一 - P V p+v .
5 02 0  ̄的区域 , 已知 管径 和质 量 流量 。
能 量方程 :
超临界水 的物性 均采 用 IP —F 7 A WS I9 公式计 算。 由于拟临界温度 附近物性的奇异变化 ,导致
u V + V h・ 去 =
其 中:
超临界水传热问题变得十分复杂。为了简化计算 , 作以下假设 : () 1不考虑圆管人 口和出 口的影响 ; () 2 忽略 压 降对 超 临界 水 物性 的影 响 , 为 物 认

二、 学物理模型 数
超临界水冷堆结构复杂 ,对其直接进行整体 分析计算难度很大。为 了深入了解超 临界水传热 特性 ,将超临界水冷堆 中的传热简化为水平光滑 圆管内超临界水流动传 热模 型 ,取水冷壁水平光 管 的一段 为研 究对 象 ,采 用换 热 器 简 化模 型 进 行 计 算 ,结 合 超 临界 水 冷 堆 的实 际 工 况 , 只研 究

超临界水在垂直管内换热及流动不稳定性研究

超临界水在垂直管内换热及流动不稳定性研究

超临界水在垂直管内换热及流动不稳定性研究张震;杨星团;姜培学【摘要】清华大学核能与新能源技术研究院在建的250 MWt高温气冷堆核电站示范工程(HTR-PM)中蒸汽发生器二回路为亚临界水,由于反应堆能提供750℃的高温氦气,二回路水可提高到超临界压力和温度,采用多堆带一机方案可与超临界蒸汽透平机组匹配,因此研究超临界水在管内的流动、传热以及流动不稳定现象非常重要。

本文通过使用RNG k-ε模型耦合强化壁面函数,发现模拟结果与Yamagata等的实验数据符合较好。

基于此模型,分析了超临界流体流动时换热系数的变化规律,并采用瞬态计算方法,线性增大加热功率,分析了流动不稳定现象,发现流体一旦进入不稳定区,进出口流量的波动非常严重,甚至出现倒流,应尽可能避免此类现象。

%Water in the steam generator secondary circuit in the 250 MWt pebble-bed module high temperature gas-cooled reactor (HTR-PM)which was built by the Institute of Nuclear and New Energy Technology (INET)of Tsinghua University,is subcritical. Its pressure and temperature can increase to supercritical as the reactor provides high temperature helium up to 750 ℃,then the rea ctors and the supercritical steam genera-tors can work with the supercritical steam turbine by adapting multiple-reactors with one-turbine unit design concept. Therefore, the flow, heat transfer and the flow instability of supercritical water in tubes are of great importance.RNG k-εturbulence model coupled with enhanced wall treatment was applied in the simulation,and the numerical calculation results agree well with the experimental results of Yamagata, et al.The heat transfer coefficients of supercritical waterin a tube under various heat fluxes were analyzed based on this model.The flow instability was also studied by line-arly increasing the heating power with time.The results show that the inlet and outlet flow rates oscillate intensely once the flow enters the unstable zone and even reserve flow can be observed.Such phenomena should be avoided.【期刊名称】《原子能科学技术》【年(卷),期】2015(000)011【总页数】6页(P2011-2016)【关键词】超临界蒸汽发生器;超临界流体传热;流动不稳定【作者】张震;杨星团;姜培学【作者单位】清华大学核能与新能源技术研究院先进反应堆工程与安全教育部重点实验室,北京 100084;清华大学核能与新能源技术研究院先进反应堆工程与安全教育部重点实验室,北京 100084;清华大学热能系热科学与动力工程教育部重点实验室,北京 100084【正文语种】中文【中图分类】TL331Key words:supercritical steam generator; supercritical fluid heat transfer; flow instability模块式高温气冷堆(MHTR)是当今世界公认的先进反应堆堆型之一。

超临界压力水在竖直上升管内的传热工况

超临界压力水在竖直上升管内的传热工况

超临界压力水在竖直上升管内的传热工况摘要:随着社会经济的高速发展,我国在电力需求方面正在不断增长,能源结构也取得了长足的发展,在这个新能源时代,寻找一种安全、经济、有效的能源已成为人们关注的焦点,也是我国能源战略的核心问题之一。

超临界水堆作为第四代核能系统国际论坛提出的六种先进核能系统中唯一的水冷堆,以其具有热效率高、系统简单、成本经济等优点而被广泛研究应用,而超临界压力流体传热特性作为研发超临界水堆的基础,具有重要的研究意义。

本文就超临界压力下竖直上升管传热工况进行分析与回归评价。

关键词:超临界压力流体竖直上升管热加速效应传热关联分析目前,我国正在积极研制和开发超临界压力电机组。

超临界机组具有热效率高、能耗低和污染小等优点,是改变我国电站落后面貌的有效途径之一。

超临界机组的发展迫切需要了解和掌握超临界压力下水在管内的传热规律。

在超临界压力下,流体的物性随温度变化较大,传热规律也发生了根本的变化。

前人对超临界压力下流体在管内的传热特性已进行了大量的研究,并且在实验的基础上提出了许多经验关联式来预测其传热特性,但由于变物性问题的复杂性,超临界流体的传热问题至今尚未得到彻底解决,不同研究者的结论无法统一起来形成系统的理论。

本文对超临界压力下水在垂直上升管内的传热特性进行了实验研究。

1. 超临界水堆的主要特征①系统简单:超临界压力水由于采用的是直接循环,没有蒸汽发生器和稳压器,因而不会产生相变,又减少了反应堆装置流程,简化了系统。

②热效率高:超临界水的外环境是在高温、高压下的,且是与能源转化设备直接循环作用,这大大的提高了整个热功转换系统的转换效率,比之轻水反应堆要高出大约三分之一,达到45%。

③安全、经济:由于超临界压力水没有相变,不会产生核心部件烧毁现象,而且采用的是非能动安全系统,保证了整个超临界水堆的安全性;又超临界水堆与之同等功率的核电厂比较,由于其系统简单、设备投入少、效率高,在经济性方面具有极大的优势。

带螺旋肋的圆环通道内超临界水传热特性数值研究

带螺旋肋的圆环通道内超临界水传热特性数值研究
第 3 4卷 第 1期
20 l 3年
核 动 力 _ T 程
Nu g
Vo 1 . 3 4 . NO . 1 F e b. 2 0 l 3
2月
文章编号 :0 2 5 8 — 0 9 2 6 ( 2 0 1 3 ) 0 1 - O l 2 6 - 0 7
系数比不带肋片时要高, 表现出微弱的传热增强 。 为了定量描述螺旋状肋片对传热的影响 , 定义搅混
温度/ K
臻6 . 7 3 1 × 1 0
0 ×1 0 X1 0
×1 0 ×1 0

图 7 加热壁面的温度分布
F i g . 7 T e mp e r a t u r eo f He a t e dWa l l
热的方法。 现有圆管中的实验和数值研究表明, 在
超临界压力下 , 螺旋状肋片等搅混装置的存在可显 著强化传热【 l J 。然而,在更复杂通道内, 螺旋状肋 片对传热特性影响的研究比较少。 本文采用计算流体力学 ( C F D) 方法 , 开展带 螺旋肋的圆环通道内超临界水传热特性数值模拟, 探索圆环通道内螺旋状肋片对传热特性的影响, 为 S C WR堆芯设计提供必要的参考。
图 l 带螺旋肋 的圆环通道几何模型
F i g . 1 Ge o me t r y o f An n u l a r Ch a n n e l wi t h He l i c a l Ri b s
计算网格在A N S Y S I C E M 中生成 , 采用 0 . g r i d 结构化六面体 网格 , 并对近壁面区域进行了网格加
收稿日期 :2 0 1 2 . 1 1 . 1 2 ;修回日期:2 0 1 2 ・ 1 1 - 2 2

竖直圆管通道内超临界水传热实验及数值模拟研究

竖直圆管通道内超临界水传热实验及数值模拟研究

Nu la we ntt t f h n ce rPo rI siu eo C ia,C e g 1 0 1 h n du6 0 4 ,Ch n ) ia
Ab ta t: s r c Fo ur he nd r t nd ng t e tt a s e e ha s fs e c ii a t r r f t r u e s a i he h a r n f rm c nims o up r rtc lwa e un r t e d sg d pa a e e a geofSCW R,he tt a s e h r c e itc fs pe c ii de h e i ne r m t rr n a r n f rc a a t rs is o u r rt—
c lw a e i a e tc l a t r n v ri a up a d ic a t e w r cr ul r ub w e e t d e t r u e pe i e a a d r s u i d h o gh x rm nt l n nu e ia i ul to m r c ls m a i n. T h c ur c he e i tng or e a i ns nd CFD m o l w a e a c a y of t x s i c r lto a des s
H UANG h— a g Z ig n ,LIYo g l n n —i g,Z a ENG a — a g,YAN a Xio k n Xio,XI AO —u Zej n
( y L b r t r n Nu la a t r Th r l Hy a lc c n l g Ke a o a o y o c e rRe co e ma — dr u is Te h o o y,

2×2棒束内超临界水传热特性数值研究

2×2棒束内超临界水传热特性数值研究
第 3 4卷 第 l期
2 0 l 3 年
核 动 力 工 程
Nu c l e a r P o we r E n g i n e e r i n g
Vb 1 . 3 4.NO. 1
2 月
F e b. 20 r3
文 章 编 号 :0 2 5 8 - 0 9 2 6 ( 2 0 1 3 ) 0 1 . 0 1 3 3 . 0 5
1 / 8 流道结构
1 前

超临界条件下在拟临界 区存在剧烈 的物性变
化 ,给传热特性的理论研究带来较大 困难。超临 界水冷堆组件 中引入 了水棒结构 ,使几何结构和
堆芯流程更为复杂 。 目 前 国际上超 f 界水 的传热 实验多是基于圆管通道 ,公开发表 的组件内超临 界水 的换热实验数据还不多见I J ’ 2 J , 给开展这方面 的理论研究带来了困难。
性 ,选取 1 / 8 结构作为分析对象 ( 图 1 ) 。 本文利用 I C E M C F D 软件进行几何建模 , 生
适用性研究 ,但对模型选取 以及模型改进还没有 形成共识 。 Q . L . wl e n 及D . P a l k o 等建议采用剪切 应力输运 ( s s T) 湍流模 ̄ J [ 3 , 4 1 。S S T模型兼具 J i } - s
2×2棒束 内超 临界 水传 热特性数值 研究
臧金 光 ,闫 晓 ,黄善仿 2 ,黄彦平 ,于俊崇 1 , 2
1 .中 国核动力 研 究设 计 院 中核核 反 应堆 热 工水 力技 术 重点 实验 室 ,成都 ,6 1 0 0 4 1 ;2 .清华 大学 工 程物 理 系 ,北 京 . 1 0 0 0 8 4
核 动 力 工 程

超临界流体加热传热换热性能研究

超临界流体加热传热换热性能研究

超临界流体加热传热换热性能研究在现代化的社会中,科技的不断进步和创新已成为了推动社会进步的重要因素之一。

超临界流体正是其中的一个重要研究领域之一。

它可以应用于工业上的种种领域,如能源开发、制药、化工等等。

本文将会以超临界流体的研究与应用为主题,探讨超临界流体加热、传热、换热的一些基本性质和应用。

一、超临界流体的特性超临界流体是指将物质加热到超过其临界点的状态所形成的物质状态。

在这种状态下,物质的密度和粘度与气体相似,而其介电常数和溶解度和液体相似。

超临界流体的物理特性十分独特,这使得它广泛应用于很多领域,比如说化学、制药、食品等等。

此外,超临界流体的压力、温度、密度之间存在微妙的关系,这提供了在各种研究领域中进行有针对性的实验操作。

二、超临界流体加热的特点超临界流体的加热方式有两种:一种是采用立体加热方式,另一种是使用饱和蒸汽加热方式。

前者是将超临界流体置于加热器内,通过将加热管内加热体的热量传递到流体中来加热流体。

而后者是采用相同的方式将加热器置于超临界流体中,直接将加热器通过高温和高压状态下的热量来传递给超临界流体。

而与传统加热方式相比,超临界流体的加热方式更加高效,能够更为快速的将加热器内的热能有效的传递给流体。

三、超临界流体传热的特点超临界流体的传热性能受到各种因素的影响,例如压力、温度、密度等等。

同时,在超临界流体内,在高加压和高温度条件下,会出现相变现象,这会使得传热性能发生不同程度的变化。

实际上,超临界流体传热的过程中,处于超临界状态的流体会以非常大的速度流动,这会激起一些类似于“涡流”的运动,从而改善传热效率。

同时,超临界流体还有着更高的热扩散性能,这能够促进流体内部能量的迅速传递。

四、超临界流体换热的特点超临界流体在换热领域中也有着广泛的应用,例如制冷和空调、化学、制药领域。

实际上,超临界流体换热的过程可以分为几个不同的阶段。

首先,在加热器内部,流体会吸收热量,变得更加热量。

接下来,在换热区域内,这些流体经过换热器后,流体会释放出相应的热量。

简单通道内超临界水传热特性实验研究

简单通道内超临界水传热特性实验研究

图1 基本子通道 的简化示 意图
Fi g . 1 S c h e m ̄i c Di a g r a m o f Re d u c eቤተ መጻሕፍቲ ባይዱd Ch a n n e l o f
T y p i c a l S u b c h a n n e l
芯、 重水作慢化剂和固体慢化剂 的热中子谱堆芯、 混合谱堆芯等多种方案 。尽管不 同的燃料组件结
构差异较大 ,但是可 以从这些设计方案选取出一 系 列基 本 的子 通道 ,如 中心通 道 、边通 道 和 角通 道等 ,并将这些基本的子通道简化为圆管 、圆环 形和方环形通道 3 种简单通道 ,如图 l 所示。
燃 料捧
加热管
件的热工水力实验可行性较低 ,也难 以掌握真实 的规律特性 。基 于从简单到复杂 、从单因素到多 因素耦合 的研究方法 ,可 以从燃料组件中选取抽 象 出圆管通道、圆环形通道 、 方环形通道等 3 种简 单通道进行初步研究 ,以弄清 S C WR 堆芯热工水 力 特性 。 圆管通道作为最基本的流道形式 ,可 以分析 超 临界状态下流体基本 的传质传热行为 ,圆环管 通道 、方环管通道可以初步反映燃料组件 中加热 方式 、边壁边角等对流体换热性能的影响。 本文分析 了圆管 、圆环管和方环管 3 种简单 通道 内超临界水流动传 热的基本特性 ,为后续的
简单通道 内超 临界水传热特性 实验研 究
李永亮 ,曾小康 ,黄志刚 ,闰 晓 ,黄彦平 ,肖泽军
中国核动力研究设计院中核核反应堆热 【水力技术重点实验室.成都 ,6 1 0 0 4 1
摘要 :针对 各国超 临界水冷堆燃料组件 设计方案 ,选取圆管 、圆环形通道 、方环形通道 3种具有热工水 力代表性 的简单通道 ,开展超临界条件下水 r : 质 的传热特性实验研 究。实验结果表明 ,热流密度 、质量流速 和压力 3 种热工参 数对 不同简单通道传热特性 的影响趋势 基本 一致 ;在相同质量流速和压力下 ,换热系数在

超临界反应堆堆芯对流换热研究

超临界反应堆堆芯对流换热研究

超临界反应堆的发展历程
超临界反应堆的概念最早由美国电力研究所提出,并在20世纪80年代进行了一系列研究和实验。
进入21世纪,随着全球能源需求的不断增长和环境保护意识的加强,超临界反应堆再次受到关注,成 为未来核能发展的重要方向之一。
目前,全球多个国家和地区都在开展超临界反应堆的研究和开发工作,其中美国、中国、俄罗斯等国 家的研究成果较为显著。
超临界反应堆的应用领域
电力供应
超临界反应堆具有高效、稳定的发电能力,可以满足大规模电力 需求。
海水淡化
利用超临界反应堆的余热进行海水淡化处理,可以为干旱地区提 供稳定的淡水资源。
工业应用
超临界反应堆的高温高压特性使其在工业领域具有广泛的应用前景 ,如化学工业、冶金、制氢等。
超临界反应堆的发展前景
结论与展望
研究成果总结
发现了超临界反应堆在运行过程中的一些重要特性。
揭示了超临界反应堆在各种工况下的安全运行条件和 限制。
明确了堆芯对流换热在超临界反应堆运行中的关键作 用。
提供了对超临界反应堆优化设计和改进的重要理论支 撑。
研究不足之处及展望
需要进一步考虑复杂流场、温 度场和压力场对超临界反应堆 堆芯对流换热的影响。
超临界反应堆的应用与前 景
核能发电的发展趋势
高效能源
随着全球能源需求的日益增长,核能作为一种高 效、清洁的能源,具有巨大的发展潜力。
可持续发展
核能发电可以减少对化石燃料的依赖,降低温室 气体排放,有助于实现可持续发展目标。
技术进步
近年来,核能技术不断进步,超临界反应堆等新 型核反应堆的研究和应用逐渐成为关注焦点。
能量守恒方程:描述系统中能 量在时间和空间上的变化关系 。

垂直管内超临界水传热实验研究

垂直管内超临界水传热实验研究

t u r e a n d h e a t t r a n s f e r c o e f f i c i e n t we r e i n v e s t i g a t e d . Th e e x p e r i me n t a l p a r a me t e r s a r e
Ex p e r i me nt a l Re s e a r c h o n He a t Tr a n s f e r Pe r f o r ma nc e
o f S u pe r c r i t i c a l Wa t e r i n Ve r t i c a l Tu be
以及 质 量 流 速 的 减 小 均 会 削 弱 传 热 强化 现 象 , 并导致传 热恶 化 ; 压 力 的影 响 主 要 体 现 在 传 热 恶 化 、 强 化 的 起 始 热 流 密度 和 起 始 主 流 温 度 的不 同 。 关键词 : 超 临界水冷反应堆 ; 热工水力 ; 拟 临 界 点
中图分类号 : T L 3 3 文 献 标 志码 : A 文章编号 : 1 0 0 0 — 6 9 3 1 ( 2 0 1 3 ) 0 6 — 0 9 3 3 — 0 7 y z k . 2 0 1 3 . 4 7 . 0 6 . 0 9 3 3
2 3 、 2 5 、 2 6 MP a , 质量流 速 4 5 O ~1 2 0 0 k g / ( m ・ s ) , 热 流密度 2 0 0 ~1 2 0 0 k w/ m 。实 验 结 果 表 明 : 随 主
流 温 度 的升 高 , 壁面温度逐 渐上升 , 在 拟 临界 点 附 近 由于 物 性 剧 变 存 在 传 热 强 化 现 象 ; 热 流 密 度 的 增 加

基于Nyquist准则的超临界水冷堆热工水力系统稳定性分析

基于Nyquist准则的超临界水冷堆热工水力系统稳定性分析
c l os e d — l o op s y s t e m ,an d t he e f f e c t s of r e a c t or c or e i nl e t f l ow v e l o c i t y,he a t i n g l e n gt h, g r a vi t y a c c e l e r a t i o n a n d i nl e t t hr o t t l i ng c o e f f i c i e nt on t he s ys t e m s t a b i l i t y bou nd a r y we r e a na l y z e d f i n a l l y. The r e s ul t s s ho w t h a t i f t he r e a c t or c or e i n l e t f l o w r a t e,t he h e a t i ng s e c t i o n l e ng t h,a nd t he g r a v i t y a c c e l e r a t i o n i nc r e a s e ,t he s t a b i l i t y o f t he s y s t e m wi l l b e
节 流 系 数 对 系统 稳 定边 界 的 影 响 。结 果 表 明 , 增 大 堆 芯 入 口流 速 、 加 热段 长度 、 重 力 加 速 度 有 利 于 系统
的稳定 , 而入 口节 流 系 数 对 稳 定 性 边 界 影 响 不 大 。 关键词 : 超临界水冷堆 ; 稳定 边界图 ; 稳定性分析 ; Ny q u i s t 准 则
S t a b i l i t y Ana l y s i s o f S u pe r c r i t i c a l W a t e r Co o l e d Re a c t o r

超临界水冷堆MOX燃料特性分析

超临界水冷堆MOX燃料特性分析

早在 2 0世 纪 6 0年 代 ,许 多核能先 进 国就 已经
开始对 MOX燃 料进 行研 究 。如今 ,在 常规水 冷
中唯一 的水冷堆 。超 临界 水冷堆 的冷 却剂 是在 超过 其热 工 临界点 区域工 作的 ,可使 热效 率约
达 4 %,单机 功率可 达 17 0MW[。MO 燃 4 0 X
堆 中 , 且产 生更 好 的性 能 。 关 键 词 :MOX燃 料 ;超 临 界 水 冷 堆 ;燃 耗
中图分类号:T 3 1 L 7
文献标志码 :A
文 章编号 :10 .9 1( 0 0 O0 4 —6 0 06 3 2 1 )S .3 60
Cha a t r s i sAna y i f a a e o e a t r n Su r rtc l W t r Co l d Re c o
No t i aEl crcPo r U ie s t, o n 0 2 6 C i a rh Ch n e ti we n v r i Be ' g 1 2 0 , h n ) y i
Ab t a t M a i g u eo OX e ih i d p o i e e t o o i o s a c l u ai n sr c : kn s f M f l u wh c ma e u f f r n mp s in , ac lt s d f c t o
Ke r s M OX e : s p r rt a t r o l dr a t r b m u y wo d : u f l u eci c l i wae o e c o ; u p c e
超 临界水冷 堆是 国际上推荐 的第 4代 核能 系 统 6种 反应堆 备选 堆型 之一 ,也是 推荐 堆型

超临界机组水动力与传热特性(精)

超临界机组水动力与传热特性(精)
1. 垂直管圈水冷壁 垂直管圈水冷壁以其结构简单,容易实现膜式壁结构的 优势而被广泛应用。为了保证炉膛下辐射区水冷壁管内的 质量流速,下辐射区水冷壁的流路一般设计成2-3次垂直 上升。现代机组为了避免产生较大的热偏差并提高工质的 质量流速,仅采用二次垂直上升的形式,两个流路之间用 不受热的下降管相连接。 垂直管圈水冷壁又分为一次上升式和多次上升一下降两 种,沿炉膛四面周界垂直的管子组成若干管屏。一次上升 垂直管圈的所有管屏都是并联的,从省煤器来的工质引入 炉底进口集箱,在管屏中一次向上流动至炉顶出口集箱。 而多次上升一下降管圈,工质从炉底进入几片管屏,向上 流动到炉顶后,经过下降管引到炉底,再在另外几片管屏 中向上流动,视不同情况可有几次上升下降。
超临界锅炉的水动力特性影响因素 超临界参数锅炉的水动力特性,主要取决于工质的热物理 特性、水冷壁型式、运行方式、水冷壁热流密度的大小及 其分布等因素的影响。 压力对循环特性的影响 运行和实测数据表明,亚临界参数自然循环锅炉的汽 包压力达到20.678 MPa时,自然循环仍然不成问题。压力 由15.0MPa提高到20.0MPa,下降管内工质密度大约减少20 %,上升管内工质密度几乎不变,循环流动压头只有微小 的降低,因而对循环特性的影响不大,由此可见压力不是 影响循环特性的主要因素。由理论分析可以知道,压力对 于循环特性的影响具有双重作用:一方面压力提高使循环 流动的压头略有减少;另一方面压力提高使水冷壁管内工 质的汽化潜热减小.
3)低负荷运行时,螺旋管圈进口工质温度降低,工质欠焓 增大,当部分水冷壁结渣或积灰和火焰偏斜时,将使各水 冷壁管的沸腾点不同步的推迟,此时尽管水冷壁总流量不 变,但是各管内工质流量分配不均或流量时大时小,从而 出现流动不稳定现象,负荷越低,压力越低,越容易出现 水动力不稳定性。 4)变压运行的超临界直流锅炉启动时处于无压或低压状态, 随着燃烧率的增加,工质温度和压力不断提高,水冷壁管 中的汽水膨胀使得水冷壁出口的流量远大于给水量,这将 影响到分离器水位变化特性和系统的水动力稳定性。75% BMCR负荷以上,水冷壁进入临界压力和超临界压力区工作, 影响水动力稳定性和传热特性的主要因素是工质的大比热 特性

反应堆子通道内超临界水传热特性数值研究

反应堆子通道内超临界水传热特性数值研究

反应堆子通道内超临界水传热特性数值研究在核电工程中,反应堆子(Reactor)是一种典型的高温高压热源,其传热系统能够提供高热效率,满足核电站的可持续发展。

反应堆子的效率对反应堆子的整体操作与稳定性有着至关重要的作用。

从工程应用的角度出发,深入研究反应堆子通道内超临界水传热特性十分必要。

于是,本文将以《反应堆子通道内超临界水传热特性数值研究》为标题,着重探讨反应堆子通道内超临界水传热特性。

文章将深入探讨反应堆子通道内超临界水传热特性的数值计算方法,并通过实例演示用于实验设置、数据可视化以及核电工程应用的关键参数计算结果,以期为反应堆子的正常运行提供参考。

二、反应堆子通道内超临界水传热特性研究2.1实验设置反应堆子通道内超临界水传热特性数值研究需要设计一种反应堆子模型,通过实验来研究反应堆子通道内超临界水传热特性。

研究中采用的模型为直径100mm的厚壁模型实验管,管的表面粗糙度为3.3微米(m)。

实验元件系统采用了恒定温度差控制的双壁联流实验管,实验管内超临界水的流量为2.9×104 m3/s,实验管外层为热源,热源温度为420℃。

2.2数值模型为了研究反应堆子通道内超临界水传热特性,我们研究时采用了数值模拟计算技术,即通过建立数学模型和计算流动场,从而求解反应堆子通道内超临界水传热特性。

具体而言,我们采用了边界元法(BEM)、有限体积差分法(FVTD)和温度场求解法,快速求解各种反应堆子通道内超临界水流体的粘性损失和热性损失的温度场、压力场和流动场。

2.3数计算通过上述数值模型,我们可以推导出反应堆子通道内超临界水传热的关键参数,如对流换热系数、热传导系数等,以及流体的流量、温度、压力等物理参数。

我们还可以通过计算算子计算出反应堆子通道内超临界水传热特性的流体性参数,如总热损失、稳态热损失、总表面热损失等。

三、实例演示在本次实验中,我们采用了重庆某反应堆子的数据对反应堆子通道内超临界水传热特性进行了实验设置、数值模拟和参数计算,具体结果如下:1)实验管内超临界水的温度为378.4℃,压力为83.79MPa;2)流量为2.9×104 m3/s,热源温度为420℃;3)热传导系数为84.453W/(mK),对流换热系数为68.329W/(m2K); 4)总热损失为712.558kW,稳态热损失为579.894kW,总表面热损失为132.664kW。

超临界水冷堆MOX燃料组件控制棒特性研究

超临界水冷堆MOX燃料组件控制棒特性研究
而 对轴 向功 率分 布影 响较小 。计 算结 果 对压 水堆 新型 MO X燃料 组件 控 制棒设 计 有一定 参 考意 义 。
关 键 词 :超 临 界 水 冷 堆 ; MOX燃 料 ; 控制材料 ; 燃料组件 ; 物 理 分 析
中 图分 类 号 :T L 4 8 文 章标 志 码 : A 文章 编 号 : 0 2 5 8 — 0 9 1 8 ( 2 0 1 7 ) 0 6 — 1 0 3 9 — 0 6
Ne w M OX Fu e l As s e mb l y Co n t r o l o f S CW R
W ANG F e n g , XU Ha n , Z HANG Ha n , REN Qi — q i , Z HOU Xi a o — we i
Mi n i s t r y of Ed u c a t i o n, Ch o n g q i n g 4 0 0 0 3 0, Ch i n a )
Ab s t r a c t : Be c a u s e o f i t s h i g h t h e r ma l e f f i c i e n c y a n d s t r o n g e c o n o mi c c o mp e t i t i v e n e s s a n d o t h e r a d v a n t a g e s , s u p e r — c r i t i c a l wa t e r - c o o l e d r e a c t o r ( S C W R) a r o u s e d wi d e i n t e r e s t s i n
第3 与 工 程
N uc l e a r Sc i e nc e a nd En gi n e e r i n g

超临界电站锅炉的换热器设计和传热特性研究

超临界电站锅炉的换热器设计和传热特性研究

超临界电站锅炉的换热器设计和传热特性研究超临界电站锅炉是一种高效能、低污染的发电设备,其核心部件之一即为换热器。

本文将对超临界电站锅炉的换热器设计和传热特性进行详细的研究和探讨。

一、超临界电站锅炉换热器设计1. 设计原则超临界电站锅炉的换热器设计需要考虑以下几个原则:- 确保换热器能够高效传导热量,提高热能利用率;- 提供足够的换热面积,以满足电站的发电需求;- 遵循流体力学的原理,保证流动的稳定和流速的适宜;- 考虑换热器的结构强度,以保证设备的安全运行。

2. 换热器类型超临界电站锅炉的常用换热器类型包括:- 管式换热器:通过将冷热流体分别通过内外管道进行热交换;- 冷凝器:将蒸汽转化为水,释放热量;- 水冷式换热器:通过将冷热流体分别通过内外冷却管进行热交换。

3. 材料选择在超临界电站锅炉换热器设计中,材料的选择对于设备的安全运行至关重要。

常用于超临界电站锅炉换热器的材料包括不锈钢、合金钢和高温合金等。

这些材料具有良好的抗腐蚀性和高温强度,能够耐受超临界条件下的高温高压环境。

二、超临界电站锅炉换热器传热特性研究1. 传热机理超临界电站锅炉换热器的传热特性研究需要深入了解传热机理。

传热机理主要包括对流传热和辐射传热两部分。

- 对流传热:通过流体的对流传递热量,在换热器内部形成热流,提高热能的传递效率。

- 辐射传热:通过热辐射的方式传递热量,具有无需介质传递和大范围传热的特点。

2. 传热特性研究超临界电站锅炉的传热特性研究可以通过实验和数值模拟相结合的方法来进行。

- 实验研究:通过在实际设备上进行传热实验,收集和分析实验数据,得出传热特性的规律和参数。

- 数值模拟:通过建立数学模型,利用计算机进行模拟计算,预测和分析传热特性,优化设备设计。

3. 提高传热效率的方法为了提高超临界电站锅炉换热器的传热效率,可以采取以下几种方法:- 增加传热面积:增加换热器的换热面积,可以增加热量的传递效率。

- 优化流体流动方式:通过改变流体的流动方式,如增加涡流或射流等,可以提高传热速度和效率。

超临界机组水动力与传热特性课件

超临界机组水动力与传热特性课件

超临界机组的定义与特点
总结词
超临界机组的定义、特点
详细描述
超临界机组是指主蒸汽压力超过水的临界压力(约22.12MPa)的火力发电机组。它具 有高效率和低污染排放的优点,是当前火力发电技术的重要发展方向之一。超临界机组 采用超临界参数运行,具有较高的热效率和较低的煤耗。同时,由于其采用先进的燃烧
超界机水力与 特性 件
contents
目录
• 引言 • 超临界机组简介 • 水动力特性 • 传热特性 • 实验研究与案例分析 • 结论与展望
课程背景
随着我国电力工业的快速发展,超临界机组在火力发电厂的 应用越来越广泛,掌握超临界机组水动力与传热特性对于提 高机组运行效率、降低能耗具有重要意义。
随着能源结构的调整和环保要求的提高,超临界机组在未来 的电力工业中将占据更加重要的地位,因此对相关技术人才 的需求也越来越大。
课程目标
01
02
掌握超临界机组的原理、 结构及特点。
理解超临界机组水动力 与传热特性的基本概念 和原理。
03
掌握超临界机组水动力 与传热特性的分析方法 和实验技术。
04
培养学生对超临界机组 水动力与传热特性的研 究和创新能力。
本课程的主运行过程中表现出显著 的水动力特性,包括压力波动、流量 变化等。这些特性对机组的稳定性和 效率有重要影响。
超临界机组具有较高的能效和较低的 煤耗,是实现能源高效利用的重要手 段。同时,其建设和运行成本也相对 较低。
传热特性总结
超临界机组的传热特性与亚临界机组 有显著差异。超临界状态下的传热系 数更高,但传热过程更为复杂,需要 精确控制温度和压力。
超临界机组水动力与传热特性的未来研究方向
新型材料的研发与应用

中国核动力院超临界水冷堆技术研发简介

中国核动力院超临界水冷堆技术研发简介

中国核工业集团公司中国核动力研究设计院中国核动力院超临界水冷堆技术研发简介李翔主要内容一、研究目的及国内外研究状况二、预期主要技术指标、初步研究方案及途径分析三、预期技术研究成果及应用方向¾背景z世界核电发展概况950多年,400多个机组在运行、核电比例14.8%(2006)、90%水堆9发展到第三代,已经开始第四代的研发,安全性、经济性更高z国内情况930多年,在运行情况:11个机组、核电比例不到2%、100%水冷堆9电力需求日益加大、电力结构不合理、化石燃料、环境污染、气候变化9《国家中长期科学和技术发展规划纲要》(2006年—2020年)中提出“大力发展核能技术,形成核电系统技术自主开发能力”9当前,国家明确提出核电发展“两步走”方针, 其中第二步,“在跟踪国际四代核能系统先进技术的同时,开发更经济、更安全的第四代核能系统”z超临界水冷反应堆(SCWR)的特点“第四代核能系统国际论坛”2002年10月从上百个创新设计概念中选出6个最有发展前景的作为“第四代”候选堆型,其中包括—SCWR9SCWR电站(临界点374°C,22.1MPa)四个特点(1)机组热效率高(25MPa,500°C,~45%)→提高燃料利用率+经济性(2)与常规轻水堆相比,系统可大大简化→大幅度减少建造费用不存在沸腾现象,与BWR系统相比,不需要汽水分离系统采用直接循环,与压水堆相比,不需要蒸汽发生器、主循环泵和稳压器(3)与常规轻水堆相比,相同的厂房规模,机组功率可大型化(100~150万千瓦级)进出口焓差大,流量较低+ 流动阻力减小→泵功率可以减小水装量减少,在失水事故时,质能释放降低,可设计较小的安全壳直接循环系统,使得NSSS布置紧凑,使核岛厂房小型化(4)技术继承性好可充分借鉴轻水堆的技术经验从原理上讲,SCWR电站的汽轮机系统与超临界火电机组一样,考虑辐射屏蔽9因此,世界主要核电国家都将SCWR作为水冷堆后续发展的重点,制定了具体研究计划,进行了大量的研究工作,已取得相当进展9由于种种原因,我国SCWR研发工作尚未全面起步。

超临界机组冷却器换热效果差分析与治理

超临界机组冷却器换热效果差分析与治理

超临界机组冷却器换热效果差分析与治理摘要:本文结合某电厂660MW超临界机组主辅设备冷却器换热效果差问题进行了分析,并根据现场实际情况,提出了对冷却器进行在线清洗的技术措施,在实际运用中取得了良好的效果。

关键词:超临界机组;冷却器;换热效果差;分析治理1.概述冷却器是一种换热设备,工作原理是通过水或空气为冷却介质,通过热交换的方式,带走设备运行产生的热量,确保设备在允许温度范围内安全运行,适用于电力、化工、冶金等领域。

常用的冷却器分为管式冷却器和板式冷却器。

最要由外部壳体和内部冷却器两大部分组成,其中外部壳体包括筒体、盖板等,内部冷却器包括换热片、换热管等。

冷却器的布置方式有立式和卧式。

由于冷却器的材质不同,换热流体的介质也会不同,冷却器会形成一个密闭的系统,冷却介质会在系统内不停的循环流动,进而进行热量交换。

二、存在的问题某电厂660MW 机组主辅设备冷却水主要由循环水和工业水提供。

其中工业水主要提供给大小汽轮机冷油器、定冷水冷却器、空压机冷却器等冷却用水,循环水主要提供给凝汽器、开闭式冷却器等冷却用水。

通过一段时间的运行,由于工业冷却水水质长期不好,随着环境温度的上升,冷却器换热片结垢变得越来越来严重,冷却器冷却效果变得越来越差,存在以下问题:1.运行中发现小机A组冷油器换热效果变差,润滑油温达50℃左右,连续2次采用草酸和5%的硫酸溶液进行在线清洗,但效果不佳,不得不投用2组冷油器并列运行,以维持润滑油温度在40℃左右。

运行中发现冷水B组冷却器换热效果变差,定冷水温达50℃左右,采用草酸和5%的盐酸溶液进行在线清洗,但效果不佳,不得不投用2组冷却器并列运行,以维持润滑油温度在42℃左右。

经化验测试,换热器结垢成分主要为为钙、镁、铁、硅等化学元素,采用草酸、5%硫酸或盐酸溶液等都无法将换热器结垢清洗去除,严重影响设备的安全稳定运行。

三、改进措施针对冷却器结垢严重、采取多种方式清洗效果不佳等问题,已严重影响到设备的安全稳定运行,经大量调研、了解和试验,决定对冷却器结垢清洗的方式改进如下:1. 药品选用:经大量调研、了解,并咨询相关专业化工人员,采用氨基磺酸清洗效果较好,这是一种新型的化学除垢清洗方式。

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2010年第07期(总第122期)
沿海企业与科技
COASTAL ENTERPRISES AND SCIENCE&TECHNOLOGY
NO.07,2010
(Cumulatively NO.122)
超临界水冷堆换热特性分析研究
李茂
[摘要]文章针对超临界水冷堆的运行工况,采用简化的换热模型,利用CFD软件Fluent6.2对超临界水圆管内的换热进行计算。

结果表明,随着热流密度的增加,传热从强化向恶化转变,并且发生恶化时拟临界温度介于主流温度和壁温之间;增大质量流量和减小壁面热流密度都能够降低壁温,改善传热,使发生传热恶化的焓值推后,恶化的趋势减弱。

[关键词]超临界水冷堆;超临界水;换热特性;数值模拟
[作者简介]李茂,广东省电力设计研究院,硕士,研究方向:电站设计,广东广州,510663
[中图分类号]TK224[文献标识码]A[文章编号]1007-7723(2010)07-0027-0003
一、前言
超临界水冷堆(Supercritical Water Cooled Re-actor,SCWR)系统是在水的热力学临界点(374℃,22.1兆帕)以上运行的高温高压水冷堆。

SCWR是第四代核能系统国际论坛推荐的六种概念反应堆中唯一的水冷反应堆。

跟目前的水冷堆相比,SCWR电厂的热效率将比目前的轻水堆热效率大幅提高(净效率达44%)。

另外,由于反应堆中的冷却剂不发生相变,而且直接与能量转换设备连接,因而可以大大简化电厂的配套设施。

SCWR结合了轻水反应堆技术和超临界燃煤电厂技术这两种成熟技术。

由于系统简化和热效率高,预计建造成本和发电费用均可大幅度降低。

超临界水的流动与传热规律是研究和设计超临界水冷堆的关键之一。

二、数学物理模型
超临界水冷堆结构复杂,对其直接进行整体分析计算难度很大。

为了深入了解超临界水传热特性,将超临界水冷堆中的传热简化为水平光滑圆管内超临界水流动传热模型,取水冷壁水平光管的一段为研究对象,采用换热器简化模型进行计算,结合超临界水冷堆的实际工况,只研究25MPa压力下超临界水平均温度从300℃到500℃的区域,已知管径和质量流量。

超临界水的物性均采用IAPWS-IF97公式计算。

由于拟临界温度附近物性的奇异变化,导致超临界水传热问题变得十分复杂。

为了简化计算,作以下假设:
(1)不考虑圆管入口和出口的影响;
(2)忽略压降对超临界水物性的影响,认为物性只受温度影响;
(3)忽略超临界水沿轴向传热,认为温度和速度径向均匀分布;
(4)湍流充分发展,为稳态流动,各点参数不随时间变化;
(5)不考虑辐射换热,只考虑导热和对流换热;
(6)不考虑管壁厚度和热阻。

本文考虑了超临界水在光滑圆管内稳态层流流动,管径为10mm,管长800mm。

流体在等热流密度或者等壁温条件下被加热,入口速度为uin,入口温度为tin。

如图1所示:
控制方程和边界条件:
质量方程:
动量方程:
能量方程:
其中:
壁面处:
,或者
图1物理模型
27
入口处:
,,
三、数值方法
采用CFD软件Fluent6.2,在控制容积法和SIMPLEC算法的基础上,结合边界条件进行数值求解,帕坦卡对该方法作了详细的描述。

它以控制容积为基础,采用有限容积法将控制方程组离散成差分代数方程组,再利用TDMA迭代法进行求解。

对速度与压力项耦合的问题则采用下述方法进行处理:首先估计一个压力场,将其代入动量方程求解速度场,并求解那些通过源项、流体物性等影响流场的其他物理量(如温度、密度等),同时修正压力值作为新的压力估计值重复上述步骤直到收敛。

四、计算结果与分析
(一)模型验证
由于目前还没有发现关于超临界水层流流动的实验数据;因此,只能和其他文献数值模拟的结果进行对比。

如图1,采用等壁温边界条件,入口为均匀来流。

常物性情况下取入口物性作为整场物性。

变物性情况下物性采用线性插值处理,在拟临界点附近插值较密,以适应剧烈的物性变化。

求解圆管内充分发展层流流动的速度场。

在常物性条件下计算得到的最大速度和平均速度的比值为1.985,阻力系数和Re数(以平均速度和管径计算)的乘积为15.88。

与理论解2.0,16.0较为接近。

变物性条件下的结果与文献[5]对比,总体上吻合较好。

由图2可见,与文献[5]相比,常物性条件下比变物性条件下更为接近,这是因为采用不同的物性数据其差别主要在拟临界点附近。

图3给出了在P=22.5MPa,qw=2500W/m2,Rein=100,Tin=640K的条件下,管内速度场在轴线各个截面径向速度分布的发展变化。

可以看出,径向速度分布曲线与常物性条件下有很大差别。

在x/L=0.1处流体速度u*≈2已经达到常物性充分发展层流流体速度值。

在x/L=0.4处,流体速度已经约为x/L=0.1处的2倍,在出口处(x/L=1)流体速度已经是x/L=0.1处的4倍以上,增长十分迅速。

这说明充分发展的层流流动并没有形成。

同时可以看到壁面处的速度梯度要比常物性大得多。

(二)换热特性分析
定义局部传热系数:
(1)
其中:T b——
—主流温度。

由于边界条件为等热流密度,热量由流体全部吸收转化为其焓升,沿管长方向流体的焓线性增加,所以有:
(2)
其中:S——
—圆管换热面积;
A——
—圆管横截面面积。

求得焓升之后即可得主流焓,即可由物性程序求得主流温度Tb。

图4和图5是P=22.5MPa,qw=2500W/m2,Rein=100,Tin=600K条件下传热系数、壁温以及主流温度沿管长的变化规律。

壁温和主流温度的分布与相同条件下常物性的分布有着很大的不同。

壁温和主流温度沿管长不断增加,但是在x/L=0.2处,变化趋势发生变化:在该点之后壁温开始迅速上升,而主流温度增长的幅度放缓。

传热系数没有像常物性那样不断降低,而是出现了一次峰值。

在出现峰值的地方,拟临界温度(Tpc=658K)介于壁温和主流温度之间。

因此可以看出,在超临界水
28
图4传热系数的变化规律
图5壁面温度的变化规律
的流动中,在拟临界温度附近,由于定压比热的急剧增加,很小的温度梯度也会引起传热系数的增加,传热得到了强化。

五、结论
通过对于超临界水冷堆简化后的分析计算,发现由于在拟临界区物性的剧烈变化,超临界水的流动换热特性与常物性下相比有很大的不同。

速度梯度远大于常物性充分发展层流流动。

在入口雷诺数很小的情况下,流体温度在管中有可能经过拟临界温度,在经过拟临界点时,传热系数在此处出现峰值,传热得到了强化。

当入口雷诺数较大时,由于出口处尚未达到拟临界温度,流动与常物性下较为接近。

[参考文献]
[1]IAPWS-IF97,The International Association for the Prop-erties of Water and Steam Release on the IAPWS[S].In-dustrial Formulation1997for the Thermodynamic Proper-ties of water and Steam.,1997.
[2]W.M.罗森诺.传热学基础手册[M].齐欣,译.北京:科学出版社,1992.
[3]Igor L Pioro,Hussam F Khartabil,Romney B Duffey.Heat transfer to supercritical fluids flowing in channels-empiri-cal correlations(survey)[J].Nuclear Engineering and De-sign.2004,230.
[4]帕坦卡.传热与流体流动的数值计算[M].北京:科学出版社,1984.
[5]徐峰,郭烈锦,白博峰.超临界压力下管内层流流动特性的数值模拟[A].第六届全国低温与制冷工程大会会议论文集[C].2003.
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(上接第31页)
综合以上两项考虑:整个设计寿命40年内使用纳米绝热材料比使用复合硅酸盐绝热材料节省2656万元。

以上仅仅是考虑了节省散热损失的费用,还有由于绝热层厚度变小,将节省保护层材料,将减少绝热层和保护层的重量,以及相应可以减小支吊架的型号,减少绝热工程的施工量和安装费用。

仅仅一条管道即可节省数千万元的热量损失,对于整个电厂来说,节省的热量将更加可观。

六、纳米绝热材料目前的应用情况
目前纳米绝热材料在国外已有了广泛应用,在石油、化工、航空、电力、燃气输送都有很多良好的业绩。

在国内市场的应用尚处于初级阶段,主要
应用于航天等高端市场。

七、结论
通过以上论述,可以看到使用纳米绝热材料从总体上来看是有绝对的经济优势,而且能够减少管道的附加尺寸,减小管道的附加载荷,从而减少管道的支吊架载荷,降低工程的建造成本。

在核电站管道的绝热设计中,建议使用纳米绝热材料。

[参考文献]
[1]火力发电厂保温油漆设计规程DL/T5072-2007[S].[2]黄文杰,杨光,刘达.中国核电在减缓碳排放中的计算方法[J].技术经济与管理研究,2010,(1).
29。

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