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超临界水冷堆(Supercritical water cooled reactor-SCWR)是第四代先进核能系统,是GIF重点研发第四代堆型。反应堆热工水力是SCWR研发基础,论文重点针对反应堆堆芯类三角形子通道内流动传热特性,开展试验研究,为SCWR热工准则和安全设计提供试验数据和传热特性预测方法,具有极其重要的工程应用价值和理论意义。论文在热流密度为200~800 k W/m2,压力为23~28 MPa,质量流速为700~1300kg/(m2·s)的参数范围,对棒径为8 mm,栅距比为1.4的SCWR类三角形子通道,进行了超临界水的流动传热试验研究。研究获得了类三角形子通道的轴向温度分布和典型传热特性,研究了参数对传热特性的影响,拟合出预测类三角形子通道内超临界水传热特性的试验关联式,并将试验数据与经典关联式进行了对比分析。SCWR类三角形子通道内超临界水的传热特性试验的研究表明,类三角形子通道轴向壁温沿流动方向逐渐升高,在大比热区(cp>8.4 k J/(kg·K))壁温平缓,传热系数出现峰值,发生了传热强化。在压力和质量流速相同时,壁面温度随热流密度的增加而升高,传热系数峰值降低。而在质量流速和热流密度相同时,壁面温度随压力提高而增大,换热系数峰值减小。质量流速可以强化传热,质量流速增大,壁温降低换热系数增大。在远离大比热区的低焓值区热流密度和压力对传热的影响较小。而在大比热区内,传热系数受热流密度和压力的影响显著。传热系数峰值随热流密度和压力的增大而明显降低。随焓值增加,越过大比热区时,热流密度和压力和质量流速对传热系数的影响减小。试验研究还发现,当热流密度达到800 k W/m2时,壁温和传热系数表现出了异常规律,在大比热区,壁温不再随焓值平坦变化,换热系数峰值不明显。当压力提高到28 MPa时,在大比热区的强化传热作用被削弱。质量流速提高到一定程度时,其传热强化作用效果不如在低质量流速时明显。基于类三角形子通道内超临界水传热特性试验数据,拟合针对类三角形子通道中在超临界压力下远离大比热区高焓值区域和低焓值区的试验关联式,两个拟合关联式计算值与试验数据吻合的比较好。在与常用超临界传热经验关联式的对比中,所选五组经典关联式的预测结果较试验结果偏大,整体预测存在偏差。Jackson公式和Bishop预测数值整体上与试验数据吻合稍好。本研究得到国家自然基金NO.5146026和河南高校创新人才NO.2012HASTIT018的资助。