2×2稠密棒束内超临界水的传热特性试验研究

在压力p=23～28 MPa、质量流速G=350～1 000 kg/(m²•s)、热流密度q=200～1000 kW/m²的试验参数范围内,对2×2棒束内超临界水的传热特性进行了试验研究。试验得到了加热管周向壁温分布规律,并就出现周向温度差异的原因进行了分析。此外,给出了压力、质量流速及热流密度等系统参数对平均传热特性的影响,分析了低质量流速下出现的传热恶化现象。试验结果表明：加热管周向壁温并不均匀,边角子通道壁温最高,中心子通道壁温最低,周向壁温的高低与横截面流通面积的不均匀性紧密相关。随着热流密度的提高或质量流速的降低,超临界水的传热受到抑制,当q/G增大到一定程度时,棒束内发生传热恶化。     

垂直圆管内超临界R134a对流传热实验研究

为研究超临界压力下的对流传热特性,对超临界压力氟利昂R134a在内径25 mm垂直圆管中的受热上升流动传热进行了实验研究,获得压力4.5 MPa和4.7 MPa、质量流速G=400~700 kg/(m2·s)、热流密度q=30~60 k W/m2的实验数据,对换热强化和传热恶化的规律和特性以及其影响因素进行了分析。结果发现,在拟临界区附近,超临界压力R134a出现明显的强化换热现象。在低质量流速或高热流密度下发生传热恶化,其恶化边界为q/G0.06 k J/kg。在特定的工况下观察到两次传热恶化:第一次发生在临近入口区域,在不同流体入口温度下均观测到恶化;第二次发生在远离入口区域,仅在一定流体焓值范围内存在。实验参数敏感性分析表明,传热强化随质量流速的增加、热流密度的减小、压力的降低而增加,而传热恶化则相反。     

超临界压力下水在方形环腔内垂直上升的传热特性

在西安交通大学超临界传热试验台上研究了超临界压力下水在方形环腔中垂直上升的传热特性.试验压力23～25 MPa;质量流速500～1 200kg/(m~2·s);热流密度200～800 kW/m~2;工质进口温度300～400℃.试验结果表明:带绕丝固定的方形环腔结构在高质量流速低热负荷的情况下,在拟临界区域传热会得到强化,而在低质量流速高热负荷的情况下,会发生传热恶化现象;较低的超临界压力下会有更加突出的传热强化表现,但是传热恶化会提前发生,并且更加剧烈,因此较高的超临界压力意味着安全性更高.     

含绕丝2×2棒束内超临界水传热试验研究

以超临界水冷堆燃料性能验证试验为背景,对带有螺旋绕丝的2×2棒束内超临界水的传热特性进行了试验研究。试验参数范围为：压力23～28 MPa,质量流速400～1 000 kg/(m²•s),壁面热流密度200～1 000 kW/m²。通过试验,获得了加热管周向壁温的分布规律,并分析了热流密度、质量流速、压力、螺旋绕丝对壁温和换热系数的影响。研究结果表明,加热管周向壁温呈现非均匀、非对称分布的特性,最高壁温出现在边角子通道或螺旋绕丝覆盖的位置。在拟临界区,换热系数随热流密度的升高或质量流速的降低而迅速减小,而随压力的变化较微弱。相对于光滑2×2棒束,螺旋绕丝不仅改变了周向壁温分布规律,同时也提高了平均换热系数。     

带定位格架的类三角形堆芯通道超临界水传热试验研究

针对带定位格架的超临界水冷堆堆芯垂直上升类三角形子通道,开展超临界水的流动传热试验研究。反应堆堆芯类三角形子通道棒束直径为8 mm、栅距比为1.4,试验参数范围为:热流密度q=200~600 kW/m2、压力P=23~28 MPa、质量流速G=700~1300 kg/(m2·s)。分析了热流密度、压力和质量流速等热工参数对超临界水传热特性的影响。试验结果表明:定位格架处质量流速升高,流体扰动性增强,换热系数提升显著;在超临界压力下,提高压力会导致内壁温度上升,换热系数峰值降低;过高的热流密度会导致换热系数峰值降低,适当减小热流密度可提高换热性能;提高质量流速会导致内壁温度降低,换热系数峰值上升,能够显著提高换热性能。压力变化对定位格架区域传热特性影响较小,适当提升压力可提高系统安全性。      

类三角形堆芯子通道超临界水传热试验研究

针对超临界水冷堆(SCWR)堆芯垂直上升类三角形子通道,开展超临界水的流动传热试验研究。反应堆堆芯类三角形子通道棒束直径为8 mm、栅距比为1.4。试验参数范围为:热流密度q=200~800 kW/m~2、压力P=23~28 MPa、质量流速G=700~1 300 kg/(m~2×s)。分析了q、P和G等热工参数对超临界水传热特性的影响。试验结果表明:超临界压力下,壁面温度T_w随q和P的增加而升高,传热系数峰值降低;提高G能够强化超临界水的传热,G增加,T_w降低,传热系数增大;当G增大到一定的程度,改变G对传热起到强化作用的效果不如在低G下显著;当q达到800 kW/m~2时,在大比热区,T_w随焓值变化剧烈,传热系数峰值不明显;当P提高到28 MPa时,大比热区的强化传热作用被削弱。     

带螺旋肋片方环形通道内超临界水传热特性实验研究

开展带螺旋肋片方环形通道内超临界水传热特性实验,获得不同热工参数条件下的实验数据。实验工况范围为:压力23~25 MPa;质量流速600~1000 kg/(m2·s);热流密度300~800 k W/m2;螺距160 mm。基于实验数据研究压力、质量流速、热流密度对传热特性的影响。与光滑方环形通道内的实验数据对比发现:在相同热工参数条件下,带肋片方环形通道内换热系数比光滑方环形通道高,螺旋肋片对超临界水条件下的传热有较大的改善作用。对实验数据进行多元线性回归得到带螺旋肋片方环形通道内超临界水传热经验关系式。     

超临界水冷堆类四边形子通道亚临界水的传热试验研究

在压力为11~19 MPa,质量流速为700~1300 kg/(m2·s),热流密度为200~600 k W/m2的工况范围内,对超临界水冷堆(SCWR)堆芯棒直径为8 mm,栅距比为1.2的类四边形子通道的传热特性进行试验研究。结果表明:热流密度对类四边形子通道管管内的传热特性的影响显著,热流密度越高,传热恶化越容易发生;在较低的质量流速下,传热恶化发生可能性较大,质量流速较高时,对传热特性影响较小;压力对类四边形管管内传热特性的影响明显,压力越高,传热恶化现象越易发生,且临界干度值越低,传热恶化所覆盖的焓值区域越大。     

竖直圆管内超临界压力氟利昂传热试验研究

深入研究超临界压力下流体特殊的对流传热特性,对超临界水冷反应堆的堆芯设计至关重要。在上海交通大学SMOTH氟利昂回路上开展了压力4.3~4.7 MPa、质量流速600~2 500kg/(m2·s)、热流密度20~180kW/m2参数下的圆管内超临界上升流传热试验。远离拟临界温度区间内换热系数和Dittus-Boelter公式计算值很接近,热流密度越大,近拟临界区换热系数越小,小质量流速大热流密度下,发生显著传热恶化。加速效应无量纲数和浮升力无量纲数对传热特性显示了强烈的相关性。提出了氟利昂工质传热试验的传热恶化起始点关系式。Bishop关系式计算换热系数和试验值之间标准差很小,但整体略偏大;Jackson关系式计算值和试验值之间平均偏差很小,但标准差偏大。     

垂直上升内螺纹管中超超临界压力水的传热特性研究

在P=25～35MPa、G=450～1800kg/(m2·s)、q=200～600kw/m2的试验参数范围内,研究了(φ)28.6×5.8mm垂直上升内螺纹管内水的传热特性及管壁温分布.试验结果表明:在超临界及超超临界压力区,垂直上升内螺纹管对水的传热在拟临界点前后不同,在低焓区管壁温度随焓增平缓增加,管壁温度在临界焓值区存在跃升;质量流速的提高可强化传热、推迟壁温跃升,但热负荷的增加有相反的作用.文中还给出了超超临界压力区适用于不同焓值范围的换热系数试验关联式.     

纳米级固体颗粒应用于热管的试验研究

对含有纳米级磁性微粒的磁性流体应用于热管进行了试验研究,分析了微粒浓度对热管传热性能的影响。试验结果表明．在试验研究的范围内,纳米级磁性颗粒应用于热管后减弱了热管的传热,而且磁性流体热管存在一个最优磁性微粒浓度,该浓度下磁性流体热管的传热性能最好。     

棒束再淹没传热试验研究

采用21根束棒元件研究系统压力对再淹没传热的影响。试验参数范围为:系统压力为0.1—0.4MPa,入口淹没率为14.5—39.5mm·s~(-1),加热功率为0-0.116kW·m~(-1),初始壁温为380—540℃,入口水温为25-40℃。实验结果表明:再湿速度、传热系数和骤冷温度随系统压力的增加而增加。     

B30波槽管水平管外蒸汽凝结换热的实验研究

在常压条件下对水平波槽管管外凝结换热及流阻特性进行了实验研究实验结果表明．波槽管具有良好的强化传热效果在实验参数范围内．波槽管的总传热系数比光管提高48％以上,通过对实验数据的回归分析．得到了管内对流换热、管外凝结换热及阻力系数的实验关联式。     

单头螺纹槽管管内紊流对流换热

以水为工质，进行了适合于船舶换热器使用的螺纹槽管管内紊流对流换热和阻力特性的实验研究，同时还讨论了旋流对换热的影响以及影响旋流强度和强化换热效果的因素，分析了变物性对螺纹槽管阻力特性的影响。     

连续螺旋折流板换热器传热与阻力性能实验研究

对连续螺旋折流板换热器和弓形折流板换热器壳侧的传热性能及阻力性能进行了实验研究,得出了壳侧阻力和换热的关联式,并将其和非连续螺旋折流板换热器进行了比较.研究发现,在壳侧流速较大时,连续螺旋折流板换热器的传热性能优于弓型折流板换热器和非连续螺旋折流板换热器.     

堆用热管的热特性计算分析

热管已广泛地用于许多领域。为把热管技术用于材料试验堆内的辐照罐温度控制,近年来日本原子力研究所 JMTR 堆上的研究人员对热管作了大量的研究工作,并进行了堆外热特性试验和部分堆内试验。作者在 JMTR 堆上工作期间,主要对几种堆用垂直重力协助式热管的热特性进行了计算分析。研究结果表明,轴向槽道式热管和无吸液热管不仅结构简单,而且具有良好的热特性,可工作在500K 左右的温度范围内,适用于考验压水堆材料的辐照罐。均匀吸液芯热管在较高温度下沸腾极限较低,因此更适合于较低温度下的使用。本文简介热管在辐照技术上的应用并讨论几种堆用重力热管的传热极限。     

换热器传热管微振磨损的实验研究

在室温下的空气和水中实验研究了激励力幅比、激励力幅值、激励频率、支承间隙和支承板厚度对传热管碰撞力和磨损率的影响,建立了微振磨损率与碰撞力均方根值之间的实验关系式。     

多孔介质中流动换热特性的研究进展

多孔介质中的流动与传热涉及许多工程应用,已经成为当前工程热物理学科最为活跃的前沿研究领域之一.本文综述了国内外在多孔介质流动与传热研究领域的现状,总结了多孔介质中流型转变的判别标准、阻力预测模型、多孔结构强化传热机理以及考虑固定相与流动相存在热交换时的局部非热平衡理论,提出了以我国反应堆热工水力为工程背景的多孔介质流动换热基础研究新方向.     

换热器类型在核电厂中的应用研究

管壳式换热器是目前压水堆核电厂中普遍采用的换热器。在保证核电厂安全性的基础上,还需要进一步提高其经济性,因此选择反应堆水池和乏燃料水池冷却和处理系统的冷却水热交换器为研究对象进行计算比较,然后利用各种形式换热器的传热计算公式,并用Fortran语言编制程序进行计算,根据计算结果绘图比较不同形式换热器的传热系数及传热面积。通过比较分析得出在核电厂中,板式换热器具有结构紧凑、质量轻、换热效率高等可能的优点。