大长径比细槽道内流动沸腾实验研究

发布时间：2020-05-27 12:00

【摘要】：本文以核反应堆压水堆二回路中的板式蒸汽发生器的设计为研究背景,对大长径比细矩形通道和半圆形通道中的流动沸腾换热特性和矩形通道的可视化进行了研究。通过搭建适用于不同压力、加热方式、质量流速和热流密度下细长通道流动沸腾及可视化的实验台,分别针对主要流型及转换、换热机理进行了研究。在流动沸腾可视化实验中,在常压下观察到了七种流型,分别为:泡状流、弹状流、受限气泡、拉长气泡、搅混-环状流、环状流和干涸流;在这些流型以外,在高压下还观察到较为明显的喉-环状流。分别对不同实验条件下长通道中的流型占比进行了分析。在均匀加热条件下流动沸腾换热特性的研究中,对常压(0.1～0.3 MPa)和较高压力(2.5～2.7 MPa)下的矩形通道换热特性进行了研究,分析了热流密度和质量流速分别对核态沸腾以及对流沸腾这两个重要主导机理的影响,并着重分析了压力对两相流流动沸腾换热特性的影响。在对截面为半圆形的通道分析中,将实验数据与Fang公式的预测进行了对比分析,并通过引入长径比这一修正因子对换热关联式进行了修正,将预测误差控制在了 21.59%之内。通过对矩形通道的梯度变化加热实验模拟实际工程应用中的逆流高温水加热条件,研究了与均匀加热条件下的可视化、换热特性的异同,将其与已有的换热关联式进行对比,针对长通道的换热特性对换热关联式进行适用于工程应用的修正。
【图文】：

目前全世界大约有４４０座核电机组在运行，其中约９２％是轻水堆（ＬＷＲ），其逡逑余为重水堆（ＰＨＷＲ）以及先进气冷堆（ＡＧＲ）等。轻水堆主要是压水堆（ＰＷＲ）和沸水逡逑堆（ＢＷＲ）两种类型，其中大约７５％为压水堆，我国投入运行并将建造的绝大多数逡逑核电站都是压水堆型的［１］。逡逑由于用压力水减速和冷却的核反应堆装置，，具有切实的可靠性、安全性和稳逡逑定性，同时具有良好的经济性，使得压水堆在核电站中获得了广泛应用。而蒸汽逡逑发生器是压水堆动力装置中的主要设备之一，是连接一、二回路的枢纽。在核反逡逑应堆中，压水堆采用二回路发电，一般堆芯内工作介质压力为１０邋ＭＰａ至２０邋ＭＰａ，逡逑温度为三百左右度，为保证反应堆安全，高压的冷却水介质在此温度下不能汽化。逡逑当堆冷却水携带热量来到蒸汽发生器时，通过传热管，将热量传给二回路中的水，逡逑使二回路的水沸腾，产生的蒸汽带动汽轮机，实现发电。传统的二回路换热器的逡逑管径较大，所占空间较大，换热情况不是十分理想。随着水冷核反应堆的发展，逡逑所要求的热负荷己超过以往工业中所用的热负荷。然而它的工作性能及安全性，逡逑直接影响到整个核动力装置的工作性能及安全可靠性。随着蒸汽发生器向高功率、逡逑小型化方向发展，希望核动力装置的结构更加紧凑。逡逑

目前全世界大约有４４０座核电机组在运行，其中约９２％是轻水堆（ＬＷＲ），其逡逑余为重水堆（ＰＨＷＲ）以及先进气冷堆（ＡＧＲ）等。轻水堆主要是压水堆（ＰＷＲ）和沸水逡逑堆（ＢＷＲ）两种类型，其中大约７５％为压水堆，我国投入运行并将建造的绝大多数逡逑核电站都是压水堆型的［１］。逡逑由于用压力水减速和冷却的核反应堆装置，具有切实的可靠性、安全性和稳逡逑定性，同时具有良好的经济性，使得压水堆在核电站中获得了广泛应用。而蒸汽逡逑发生器是压水堆动力装置中的主要设备之一，是连接一、二回路的枢纽。在核反逡逑应堆中，压水堆采用二回路发电，一般堆芯内工作介质压力为１０邋ＭＰａ至２０邋ＭＰａ，逡逑温度为三百左右度，为保证反应堆安全，高压的冷却水介质在此温度下不能汽化。逡逑当堆冷却水携带热量来到蒸汽发生器时，通过传热管，将热量传给二回路中的水，逡逑使二回路的水沸腾，产生的蒸汽带动汽轮机，实现发电。传统的二回路换热器的逡逑管径较大，所占空间较大，换热情况不是十分理想。随着水冷核反应堆的发展，逡逑所要求的热负荷己超过以往工业中所用的热负荷。然而它的工作性能及安全性，逡逑直接影响到整个核动力装置的工作性能及安全可靠性。随着蒸汽发生器向高功率、逡逑小型化方向发展，希望核动力装置的结构更加紧凑。逡逑
【学位授予单位】：北京交通大学
【学位级别】：硕士
【学位授予年份】：2018
【分类号】：TK124

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本文编号：2683502