10 mm垂直单管通道内超临界水传热弱化现象的实验与数值分析

超临界压力下的流体因拟临界点附近物性的剧烈变化,形成了非常奇特的传热现象。因流体密度突变,在低流量下会引起强烈的浮升力作用,对超临界流体的流动和传热均有极大影响。本工作通过实验获得10 mm单管内传热弱化现象的实验数据,并采用改进的低雷诺数湍流模型,使用数值方法模拟该传热弱化现象。计算结果表明,不同于以往传统的模型会高估壁面温度,改进的低雷诺数湍流模型能较好预测实验结果。数值模拟结果还揭示了浮升力对湍流剪切应力和速度分布的影响,进而引起传热弱化和传热恢复。     

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。     

垂直管内超临界水传热实验研究

在宽广的实验范围内对直径10 mm垂直管内超临界水在不同工况下的传热特性进行了实验研究,分析了热流密度、质量流速及压力变化对内壁面温度及传热系数的影响规律。实验参数为：压力23、25、26 MPa,质量流速450~1 200 kg/（m²•s）,热流密度200~1 200 kW/m²。实验结果表明：随主流温度的升高,壁面温度逐渐上升,在拟临界点附近由于物性剧变存在传热强化现象;热流密度的增加以及质量流速的减小均会削弱传热强化现象,并导致传热恶化;压力的影响主要体现在传热恶化、强化的起始热流密度和起始主流温度的不同。     

蒸汽发生器传热管束过冷沸腾区两相流动数值模拟

基于两流体欧拉数学模型结合RPI壁面沸腾模型,利用大型商用CFD软件ANSYS CFX 12.0对蒸汽发生器传热管束过冷沸腾区一次侧、壁面和二次侧耦合传热过程进行了数值模拟。研究了三叶梅花孔支撑板和不同入口过冷度条件下蒸汽发生器传热管束内的流动沸腾现象,得到一、二次侧流场与温度场,二次侧空泡份额分布,支撑板梅花孔局部的流动状况及不同入口过冷度对蒸汽发生器热工水力特性的影响。数值模拟结果表明,三叶梅花孔支撑板的存在及不同入口过冷度对蒸汽发生器传热管束过冷沸腾区域的热工水力特性影响显著。     

竖直圆管内超临界流体混合对流传热特性理论分析

理论推导了变密度引起的浮升力效应和流动加速效应对超临界流体混合对流传热特性的影响。结果表明,浮升力效应和流动加速效应通过改变壁面边界层外缘的切应力影响湍流对传热传质的贡献,进而改变超临界流体混合对流传热特性。浮升力效应通常在加热区域入口及上游区域表现明显,而流动加速效应在主流区流体温度达到拟临界温度时更显著。与实验研究结果对比发现,新建立的浮升力因子和流动加速因子可较好地预测竖直圆管内超临界流体混合对流条件下拟临界区域的局部传热特性。     

模块式高温气冷堆超临界蒸汽发生器设计

介绍了用于模块式高温气冷堆的超临界蒸汽发生器的设计参数，给出了传热管束的螺旋管结构设计方案和结构尺寸，并分析了其在超临界压力下的传热特性。经过热工水力分析计算，证明能够满足传热和水动力要求，且在设计工况下，不会发生传热恶化。     

浮升力效应和流动加速效应对超临界二氧化碳传热影响理论分析

从边界层基本特性出发,分析了拟临界区强变物性导致的浮升力效应和流动加速效应对近壁面区域超临界二氧化碳传热特性的影响机理,基于受力分析推导得到了2种效应作用下的超临界流体传热弱化起始点理论判据。研究结果表明,对于加热工况竖直向上流动,浮升力效应和流动加速效应均会导致近壁面区域切应力减弱,进而影响近壁面区湍流的生成与扩散,最终导致传热弱化;2种效应作用下传热弱化起始点判据分别为浮升力因子Bu=1.16×10-5和流动加速因子Ac=2.91×10-6,上述阈值与实验结果吻合良好。      

带格架四棒束超临界水流动传热数值分析

棒束内超临界水流动传热是超临界水堆堆芯热工水力研究的重要内容,但对其认识还十分有限。本文针对四棒束内超临界水的流动传热现象开展数值模拟,特别分析了定位格架对棒束通道内流动和传热的影响。结果表明,采用SSG湍流模型计算所得到的棒束壁面温度和实验结果吻合良好,定位格架的存在影响下游流体的速度分布,显著提高格架下游的传热特性,交混系数有大幅上升,使得加热棒周向壁面温度分布更加平均,最高温度出现位置发生改变。     

基于机器学习的超临界水传热恶化判定研究

为了进一步提高超临界水堆的安全稳定性,避免超临界水传热恶化的发生,在已有的超临界水传热实验数据基础之上,利用几种主要的机器学习算法,对超临界水的实验参数状态点是否发生了传热恶化进行分类判断和预测精度分析。研究表明:随机森林算法对于测试数据的平均预测精度最高,达到了97.8%左右;K近邻（KNN）分类算法的平均预测精度最低,但是也达到了90%以上。同时对各种不同的影响参数对传热恶化的选取重要度的分析可知,与传热恶化判定关系最重要的参数是比焓,其次为传热系数;与传热恶化重要度选择关系最小的是管径。      

绕丝对超临界流体热输运影响的CFD分析

高性能轻水反应堆（HPLWR）采用超临界水（SCW）作为冷却剂。在临界和拟临界点附近,这类超临界流体的热物性将遭受剧烈的变化,文献[1】和【2】报道了此类流体而致的正常传热、强化传热和传热恶化。大量的数值研究已经证明了以CFD方法为基础的雷诺平均纳维斯托克斯（RANS）在计算超临界二氧化碳（SC—CO2）和超临界水（SCW）热输运方面的能力。本文描述了绕丝对SC—CO2传热的影响。第一步,本文选取不带绕丝的环形通道内的SC—CO2流动作为研究对象,韩国原子能研究院（KAERI）曾在某次实验中采用过此类实验本体。质量流密度为400kg／m2、内管或棒热流密度为120kW／m2下的计算发现局部非常高的内壁温度,这种现象的出现可能是受到传热恶化的影响。第二步,在出现传热恶化的区域,有意识地在环形通道内圆柱体外表面引入正方形和半圆环形丝或障碍物。分析表明,通过增强环形障碍物后部的湍流生成,传热恶化现象得到了一定程度的缓解。尽管如此,研究还发现环形障碍物的形状对传热恶化的前部区域几乎没有影响。最后,分析了环形窄缝通道内圆柱螺旋绕丝对传热恶化的影响,结果表明,螺旋绕丝极大程度地缓解了传热恶化的影响。与光滑棒体相比,螺旋绕丝对强化传热的积极影响应归结于较高的湍动能生成,这也可以通过对燃料棒计算流线的分析推断得到,由此表明了绕丝对沿丝流动的扫掠效应。     

Numerical investigation of acceleration effect on heat transfer deterioration phenomenon in supercritical water

It is important to understand the heat transfer deterioration (HTD) phenomenon for specifying cladding temperature limits in the fuel assembly design of supercritical water-cooled reactor (SCWR). In this study, a numerical investigation of heat transfer in supercritical water flowing through vertical tube with high mass flux and high heat flux is performed by using six low-Reynolds number turbulence models. The capabilities of the addressed models in predicting the observed phenomena of experimental study are shortly analyzed. Mechanisms of the effect of flow structures and fluid properties on heat transfer deterioration phenomenon are also discussed. Numerical results have shown that the turbulence is significantly suppressed when the large-property-variation region spreads to the buffer layer near the wall region, resulting in heat transfer deterioration phenomenon. The property variations of dynamic viscosity and specific heat capacity in supercritical water can impair the deterioration in heat transfer, while the decrease of thermal conductivity contributes to the deterioration.     

Investigation of forced convection heat transfer of supercritical pressure water in a vertically upward internally ribbed tube

In the present paper, the forced convection heat transfer characteristics of water in a vertically upward internally ribbed tube at supercritical pressures were investigated experimentally. The six-head internally ribbed tube is made of SA-213T12 steel with an outer diameter of 31.8 mm and a wall thickness of 6 mm and the mean inside diameter of the tube is measured to be 17.6 mm. The experimental parameters were as follows. The pressure at the inlet of the test section varied from 25.0 to 29.0 MPa, and the mass flux was from 800 to 1200 kg/(m² s), and the inside wall heat flux ranged from 260 to 660 kW/m². According to experimental data, the effects of heat flux and pressure on heat transfer of supercritical pressure water in the vertically upward internally ribbed tube were analyzed, and the characteristics and mechanisms of heat transfer enhancement, and also that of heat transfer deterioration, were also discussed in the so-called large specific heat region. The drastic changes in thermophysical properties near the pseudocritical points, especially the sudden rise in the specific heat of water at supercritical pressures, may result in the occurrence of the heat transfer enhancement, while the covering of the heat transfer surface by fluids lighter and hotter than the bulk fluid makes the heat transfer deteriorated eventually and explains how this lighter fluid layer forms. It was found that the heat transfer characteristics of water at supercritical pressures were greatly different from the single-phase convection heat transfer at subcritical pressures. There are three heat transfer modes of water at supercritical pressures: (1) normal heat transfer, (2) deteriorated heat transfer with low HTC but high wall temperatures in comparison to the normal heat transfer, and (3) enhanced heat transfer with high HTC and low wall temperatures in comparison to the normal heat transfer. It was also found that the heat transfer deterioration at supercritical pressures was similar to the DNB at subcritical pressures.     

An investigation on heat transfer characteristics of different pressure steam-water in vertical upward tube

Within the range of pressure from 9 to 30 MPa, mass velocity from 600 to 1200 kg/(m² s), and heat flux at inner wall from 200 to 600 kW/m², experiments have been performed to investigate the heat transfer characteristics of steam-water two-phase flow in vertical upward tube. The outer diameter of the tube is 32 mm, and the wall thickness is 3 mm. Based on results, it was found that Dryout is the main mechanism of the heat transfer deterioration in the sub-critical pressure region. Near the critical pressure, when the heat transfer deterioration occurs, the steam quality of water is lower than that in the sub-critical pressure region, so that DNB is the main mechanism in this pressure region. At supercritical pressure, the heat transfer performance in circular channel is improved and enhanced. Heat transfer deterioration phenomenon is observed when the fluid bulk temperature approaches to the pseudo-critical value. Nusselt correlation of the forced-convection heat transfer in supercritical pressure region has been provided, which can be used to predict heat transfer coefficient of the vertical upward flow in tube.     

超临界CO2在螺旋管中的流动换热特性研究

超临界蒸发器应用到核电中,可大幅提高机组的热效率。超临界压力流体的热物性在准临界温度附近变化非常剧烈,会对其流动和换热产生很大的影响。研究超临界压力流体在螺旋管内的流动和换热规律,有利于对超临界螺旋管蒸发器的设计。本文采用RNG k-ε和SST k-ω模型对超临界CO₂在螺旋管中的流动换热情况进行了数值模拟,发现SST k-ω模型模拟结果与实验结果符合得更好。基于此模型,分析了不同进口质量流速及不同热流密度对管壁温和换热系数的影响,发现随着质量流速的减小、热流密度的增加,峰值向远离h_pc的一侧偏移。最后讨论并分析了周向壁温和换热系数的分布情况,发现壁温在φ＝315°处最高,需在实验操作或实际运行中加以监控,以保障螺旋管蒸发器的安全运行。     

基于流热固耦合的核电蒸汽发生器传热管热应力数值模拟

以大亚湾核电站蒸汽发生器为原型,基于相似模化原理建立了蒸汽发生器简化物理模型。采用两流体模型及热弹性力学基本关系式分别描述气液两相流沸腾相变过程和热应力变化规律。利用CFX对一、二回路侧流体流动传热及与传热管的耦合换热过程进行了数值模拟,并在ANSYS WORKBENCH中实现了流体温度场载荷向结构的传递,进而对传热管进行稳态热分析和热应力分析。计算结果表明：二回路出口质量含汽率为24.5%,冷却剂出口温度为296.2 ℃,均与大亚湾蒸汽发生器实际运行参数相符;传热管热应力与其壁面温差分布一致,且沿壁厚方向先减小后增大,并存在中性层,传热管最大热应力为54.5 MPa。研究结果为蒸汽发生器的优化设计及安全运行提供了一定的理论支撑。     

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。     

超临界压力水冷包层方案第一壁的热与应力分析

针对超临界水冷包层中第一壁的运行工况,利用数值计算软件ANSYS中CFX和Workbench两个模块对第一壁结构中的固体域和流体域进行数值分析研究。对比矩形管道和圆形管道内传热及热应力分布发现,矩形管道四个角域强化了壁面流体和主流流体的动量和热量的交换,使传热性能优于圆形管道,而四个角域的存在也造成了该处的应力集中,使结构材料的最大应力明显高于圆形管道。进一步研究冷却剂流向和冷却管道几何结构参数对第一壁结构温度场和应力场的影响发现,在ITER运行工况下,冷却剂流向影响很小,增大冷却管道直径和减小冷却管道最小壁厚均能改善第一壁结构材料中的最高温度,而这两个几何结构参数对第一壁应力的影响较为复杂。