超临界水堆燃料元件典型参数下流体流动与传热特性实验研究

摘要

超临界水堆（Super-Critical Water-Cooled Reactor，SCWR）是第四代核能系统中唯一的水冷反应堆，在超临界水堆典型运行工况中，燃料元件内流体的流动和传热行为与亚临界压力下存在明显差异，在低质量流速和高热流密度工况下，传热系数显著下降，导致传热恶化，经典的Dittus-Boelter关联式难以预测这些典型工况下的传热行为，从而给SCWR燃料元件的设计带来了巨大的挑战。本文主要针对上海交通大学提出超临界混合谱反应堆（SCWR-M）燃料元件，采用垂直圆管通道实验本体，在SCWR-M的典型设计工况下，开展超临界水的流动和传热特性实验研究，进一步认识传热强化和传热恶化的产生机理，在机理分析的基础上，发展更有效的、且通用性更强的预测关联式，为SCWR-M燃料元件的设计奠定一定的基础。
　　本文的工作主要包括：
　　（1）建设SWAMUP实验装置，开展了SCWR-M燃料元件典型参数下的流动和传热特性实验研究：采用水力直径为7.6 mm的圆管作为实验本体，在入口压力 P=23~26 MPa、入口质量流速G=450~1500 kg/（m2.s）和热流密度q=300~2000 kW/m2工况下，开展了垂直向上和垂直向下两种情况下超临界水的流动和传热特性实验研究。结合实验数据，分析了热工水力参数和流动方向对超临界水流动和传热特性的影响规律。
　　（2）在分析实验数据典型传热现象的基础上，建立了预测传热系数的半经验半理论关联式：该关联式不仅可以预测超临界水的正常传热，还可以预测传热强化和传热恶化现象。
　　（3）基于压降实验数据，建立了预测阻力系数的经验关联式。
　　（4）结合CFD分析手段，评价了8种低雷诺数湍流模型，进一步分析传热恶化的发生机理：针对实验研究的4种典型工况，采用JL、HP、CH、AKN、LS、MK、NK以及 ZH-AFM等低雷诺数湍流模型，计算获取了圆管内超临界水的温度场、流场和湍流结构信息，通过与实验数据的对比分析，选取预测能力最好的ZH-AFM低雷诺数湍流模型，从湍流微观结构角度分析了浮升效应和加速效应对传热恶化的影响机理。
　　基于上述研究工作，本文进一步揭示了典型运行工况下超临界水传热恶化现象的发生机理，获得了预测超临界水传热系数和阻力系数的经验关联式，对于超临界水堆燃料元件的热工水力设计具有重要的意义。

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主要符号说明

第一章 绪论

1.1 课题背景与意义

1.2 超临界水的基本特性

1.3 研究现状与发展趋势

1.4 本课题的提出

1.5 本文主要工作

第二章 圆管内超临界水流动传热实验研究

2.1 实验系统

2.2 实验参数范围和实验工况

2.3 实验研究方法

2.4 本章小结

第三章 实验数据的处理及不确定度评估

3.1 处理方法

3.2 不确定度的评估分析

3.3 实验数据的处理

3.4 本章小结

第四章 流动传热实验结果的分析和评价

4.1 参数对热工水力特性的影响规律分析

4.2 传热机理分析

4.3 传热系数预测关联式

4.4 传热恶化判断准则

4.5 阻力系数预测关联式

4.6 本章小结

第五章 典型传热现象的数值分析

5.1 湍流模型和计算方法

5.2 物理结构与计算工况

5.3 计算结果讨论与分析

5.4 本章小结

第六章 结论与展望

6.1 本文主要结论

6.2 论文创新点

6.3 未来工作展望

参考文献

附录A 实验本体设计计算

附录B 实验工况预算结果

附录C 传热系数不确定度

致谢

攻读学位期间已发表的学术论文

答辩决议书