超臨界壓力下豎直上升管傳熱分析與回歸評價.pdf

1、超臨界水堆作為第四代核能系統(tǒng)國際論壇（GIF）提出的六種先進(jìn)核能系統(tǒng)中唯一的水冷堆，具有熱效率高、系統(tǒng)簡單、裝置尺寸小和經(jīng)濟(jì)性好等突出優(yōu)點。由于我國近期和中期目標(biāo)都是采用壓水堆技術(shù)，考慮到技術(shù)的繼承性和可持續(xù)發(fā)展的要求，結(jié)合我國能源結(jié)構(gòu)現(xiàn)狀以及具體要求，開發(fā)和研制超臨界水堆系統(tǒng)是必然的選擇。而研究超臨界壓力流體傳熱特性是研發(fā)超臨界水堆的基礎(chǔ)和必要前提之一。本文在較大范圍內(nèi)對已有超臨界壓力水、二氧化碳和氟利昂在豎直上升管內(nèi)強迫對流換熱的實

2、驗數(shù)據(jù)進(jìn)行收集、整理與分析；對超臨界流體管內(nèi)強迫對流換熱的機理，以及諸如流體在擬臨界點附近區(qū)域熱物性急劇變化、浮力作用、受熱導(dǎo)致熱加速效應(yīng)等重要因素及其對超臨界壓力流體傳熱的影響進(jìn)行了討論；在此基礎(chǔ)上引入表征浮力作用和熱加速效應(yīng)對傳熱影響程度的無量綱準(zhǔn)則數(shù)，并采用主成分分析，對超臨界壓力流體在壁溫和主流溫度下熱物性比值修正項進(jìn)行處理。由此對超臨界壓力水在豎直上升管內(nèi)強迫對流換熱實驗數(shù)據(jù)進(jìn)行關(guān)聯(lián)，將所得關(guān)聯(lián)式預(yù)測結(jié)果與實驗數(shù)據(jù)進(jìn)行對比，并