管束外垂直上升汽液两相流沸腾传热特性的实验研究

摘要

蒸汽发生器(简称SG)，作为核动力装置中一、二回路之间的连接枢纽, 是核电站的关键设备，也是核动力装置运行中发生故障最多的设备之一。它的可靠性对核电厂的安全经济运行影响极大。提高蒸发器的安全可靠性和经济性，成为我国发展核电的关键技术和最迫切的任务之一。目前国内外学者对蒸发器内沸腾换热特性和流动特性进行了大量实验研究和理论研究，所得到的沸腾换热特性和流动特性的计算式与他们的实验条件密切相关。同时参考文献表明，对蒸发器二回路管束间汽液两相流流型变化特性以及流型变化对沸腾换热特性和流动特性影响的研究还不够充分，需要深入进行。基于上述研究背景，本文针对蒸发器内二回路的汽液两相流动是在管束间的狭窄通道内垂直向上进行的特点，提出了对蒸汽发生器二回路传热管束间狭窄通道的两相流沸腾传热和流动特性进行实验研究的目的。 在课题组前人研究的基础上，本文研究主要为实验研究，搭建了管束外垂直向上狭窄通道流动沸腾实验台，进行了管束外狭窄通道内R113沸腾换热及两相流动特性的多次实验，对下述内容进行研究分析： (1) 对管束外狭窄通道内流动沸腾过程中的两相流流型特征及过渡规律进行研究。通过实验观测，确定在该管束外狭窄通道出现了4种流型：泡状流、弹状流、搅拌流和环状流。研究分析了在同一管束截面共存不同种类的流型的特殊情况。对实验中的主要流型（泡状流和搅拌流）进行了数据回归分析并拟合了沸腾曲线关系式。 (2) 通过所进行的管束外狭窄通道的过冷沸腾的实验研究，探讨了所研究的管束外狭窄通道的过冷沸腾的换热特性与常规通道具有相类似的换热特性，即管束外狭窄通道内沸腾特性同样是对流换热机制和泡核沸腾机制共同作用的结果。 (3) 根据实验数据分析处理，对本文实验条件下的饱和沸腾换热特性和传热影响因素进行了分析；通过与沸腾经验关系式的比较，验证了管束外狭窄通道的沸腾换热强化效果。 (4) 对管束外狭窄通道过冷沸腾起始点ONB进行了实验研究，分析了热流密度、入口过冷度和质量流速对ONB点的影响，并通过与FROST公式的比较，拟合出适合管束外狭窄通道的ONB点计算公式。