超临界水冷堆类三角形子通道内流动摩擦阻力特性研究
发布时间：2021-02-23 05:49
超临界水冷堆（Supercritical Water-cooled Reactor,SCWR）热效率高,系统简单,安全性好,是第四代核能系统唯一水冷反应堆堆型,也是我国重点研发的堆型之一,发展前景广阔。SCWR堆芯流道复杂狭小,堆芯棒束承受高热流密度和强核热耦合,热工水力是技术研发难点。本文通过试验手段,对SCWR类三角形子通道中流动摩擦阻力特性进行深入研究,研究结果可为SCWR的堆芯热工水力设计及安全运行提供试验依据。在压力为1128 MPa跨临界压力工况下,热流密度为200800 k W/m2,质量流速为7001300 kg/（m2·s）的参数范围内,通过试验研究的方法对棒径8 mm,栅距比为1.4的类三角形子通道内水的流动摩擦阻力特性开展了系统研究,分析了子通道内水流动摩擦阻力特性。将试验数据与经典关联式计算结果进行对比,评价了关联式的预测能力和计算精度。提出适用于超临界水冷堆堆芯非圆子通道内摩擦阻力计算的关联式,并校核了公式计算精度。对堆芯类三角形子通道内水流动摩擦阻力特性进行了试验研究,研究发现:子通道内单相水...
【文章来源】：华北水利水电大学河南省
【文章页数】：76 页
【学位级别】：硕士
【部分图文】：
核电技术发展过程
图 1-2 超临界水冷堆原理图Fig1-2 Supercritical Water Cooled Rector界水冷堆研究现状 年日本东京大学 Oka 教授等提出了以超临界水作为冷却剂吸热后进想。1998 年日本开始第一步 SCWR 研发工作，开展了“超临界水冷”项目，这也是国际上关于 SCWR 比较早的研究工作[13]。此后，美国国等国家的相关研究机构开始了系统的 SCWR 热工水力研究工作，性问题[ 14 ~ 18 ]。欧盟的卡尔斯鲁厄研究中心开展了高性能轻水nce Light Water Reactor，HPLWR）研究计划[19]。美国的爱德华国家实实验室麻省理工学院等众多著名机构和高校开展了 SCWR 研发计划 CANDU-X 第四代反应堆设计，相关研究由加拿大原子能公司负责构和高等院校共同开展了材料腐蚀试验、核燃料循环使用、超临界水布置设计等一系列研究[21-22]。 SCWR 相关研究工作相比国际上落后几年，上海交通大学、中国核西安交通大学等高校及科研院所较早对超临界水冷堆子通道内超临
水力d/42.2试验2.2.1 试本试力直径/mm4.93验参数的试验参数试验中测量FiTable 2-1长度L/mm1000的测量和数数的测量量参数包括图 2-4 试验g. 2-4 The st表 2-1The structu数据采集质量流量、验段布置方式tructure of ex1 试验段结构re paramete管壁厚度mm2.5压力、压差式及连接图xperiment tu构参数er of experim堆差，进出口ubemental tube堆芯直径mm8口水的温度栅距1.、试验段壁距比.4壁面温
【参考文献】：
期刊论文
[1]亚临界与近临界压力下垂直上升管内气-液两相流体摩擦阻力特性试验研究[J]. 赵于,毕勤成,吕海财. 陕西科技大学学报(自然科学版). 2015(01)
[2]超临界反应堆堆芯中定位格架阻力特性影响数值研究[J]. 朱晓静,滕大伟,沈胜强. 核动力工程. 2014(04)
[3]超临界水冷堆类四边形子通道内超临界水的传热试验研究[J]. 王为术,路统,赵鹏飞,梁诚胜,王汉,王林川,毕勤成. 中国电机工程学报. 2014(20)
[4]内螺纹管内超临界水的流动阻力特性试验研究[J]. 张伟强,李会雄,张庆,雷贤良,张一帆,迟浩淼,贾敏悦. 中国电机工程学报. 2013(17)
[5]CSR1000结构总体设计方案[J]. 张宏亮,罗英,李翔,范恒,刘晓,周禹. 核动力工程. 2013(01)
[6]优化四头内螺纹管内汽-水两相流摩擦阻力的研究[J]. 王为术,朱晓静,毕勤成,吴刚,于水清. 核动力工程. 2012(03)
[7]不同棒束结构稠密栅元通道内的湍流CFD研究[J]. 于意奇,顾汉洋,程旭,杨燕华. 原子能科学技术. 2012(04)
[8]后福岛时期我国核电的发展[J]. 叶奇蓁. 中国电机工程学报. 2012(11)
[9]反应堆矩形强化流道内超临界水流动传热特性数值研究[J]. 王为术,张红生,毕勤成,刘军. 华北水利水电学院学报. 2010(06)
[10]中国核电发展战略研究[J]. 叶奇蓁. 电网与清洁能源. 2010(01)
硕士论文
[1]超临界水冷堆类三角形子通道内超临界水传热的试验研究[D]. 路统.华北水利水电大学 2015
[2]反应堆类四边形子通道内超临界水流动传热特性研究[D]. 赵鹏飞.华北水利水电大学 2014
本文编号：3047112
【文章来源】：华北水利水电大学河南省
【文章页数】：76 页
【学位级别】：硕士
【部分图文】：
核电技术发展过程
图 1-2 超临界水冷堆原理图Fig1-2 Supercritical Water Cooled Rector界水冷堆研究现状 年日本东京大学 Oka 教授等提出了以超临界水作为冷却剂吸热后进想。1998 年日本开始第一步 SCWR 研发工作，开展了“超临界水冷”项目，这也是国际上关于 SCWR 比较早的研究工作[13]。此后，美国国等国家的相关研究机构开始了系统的 SCWR 热工水力研究工作，性问题[ 14 ~ 18 ]。欧盟的卡尔斯鲁厄研究中心开展了高性能轻水nce Light Water Reactor，HPLWR）研究计划[19]。美国的爱德华国家实实验室麻省理工学院等众多著名机构和高校开展了 SCWR 研发计划 CANDU-X 第四代反应堆设计，相关研究由加拿大原子能公司负责构和高等院校共同开展了材料腐蚀试验、核燃料循环使用、超临界水布置设计等一系列研究[21-22]。 SCWR 相关研究工作相比国际上落后几年，上海交通大学、中国核西安交通大学等高校及科研院所较早对超临界水冷堆子通道内超临
水力d/42.2试验2.2.1 试本试力直径/mm4.93验参数的试验参数试验中测量FiTable 2-1长度L/mm1000的测量和数数的测量量参数包括图 2-4 试验g. 2-4 The st表 2-1The structu数据采集质量流量、验段布置方式tructure of ex1 试验段结构re paramete管壁厚度mm2.5压力、压差式及连接图xperiment tu构参数er of experim堆差，进出口ubemental tube堆芯直径mm8口水的温度栅距1.、试验段壁距比.4壁面温
【参考文献】：
期刊论文
[1]亚临界与近临界压力下垂直上升管内气-液两相流体摩擦阻力特性试验研究[J]. 赵于,毕勤成,吕海财. 陕西科技大学学报(自然科学版). 2015(01)
[2]超临界反应堆堆芯中定位格架阻力特性影响数值研究[J]. 朱晓静,滕大伟,沈胜强. 核动力工程. 2014(04)
[3]超临界水冷堆类四边形子通道内超临界水的传热试验研究[J]. 王为术,路统,赵鹏飞,梁诚胜,王汉,王林川,毕勤成. 中国电机工程学报. 2014(20)
[4]内螺纹管内超临界水的流动阻力特性试验研究[J]. 张伟强,李会雄,张庆,雷贤良,张一帆,迟浩淼,贾敏悦. 中国电机工程学报. 2013(17)
[5]CSR1000结构总体设计方案[J]. 张宏亮,罗英,李翔,范恒,刘晓,周禹. 核动力工程. 2013(01)
[6]优化四头内螺纹管内汽-水两相流摩擦阻力的研究[J]. 王为术,朱晓静,毕勤成,吴刚,于水清. 核动力工程. 2012(03)
[7]不同棒束结构稠密栅元通道内的湍流CFD研究[J]. 于意奇,顾汉洋,程旭,杨燕华. 原子能科学技术. 2012(04)
[8]后福岛时期我国核电的发展[J]. 叶奇蓁. 中国电机工程学报. 2012(11)
[9]反应堆矩形强化流道内超临界水流动传热特性数值研究[J]. 王为术,张红生,毕勤成,刘军. 华北水利水电学院学报. 2010(06)
[10]中国核电发展战略研究[J]. 叶奇蓁. 电网与清洁能源. 2010(01)
硕士论文
[1]超临界水冷堆类三角形子通道内超临界水传热的试验研究[D]. 路统.华北水利水电大学 2015
[2]反应堆类四边形子通道内超临界水流动传热特性研究[D]. 赵鹏飞.华北水利水电大学 2014
本文编号：3047112
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