核電站蒸汽發(fā)生器上水管路熱分層流動(dòng)與傳熱機(jī)理研究.pdf

1、在核電站中，廣泛存在著各種管道，由于管內(nèi)流體的溫度差異，會(huì)產(chǎn)生熱分層現(xiàn)象，熱分層是導(dǎo)致管道熱疲勞的重要原因，可能會(huì)導(dǎo)致管道疲勞失效，造成管道破裂，嚴(yán)重影響核電站的安全運(yùn)行。歷史上曾發(fā)生過多次管道系統(tǒng)破裂事故，引起了核電工作者的高度重視，對(duì)管道系統(tǒng)安全進(jìn)行了廣泛的研究。
　　本課題采用大渦模擬(LES)數(shù)值方法，對(duì)核電站上水管路的流動(dòng)過程進(jìn)行模擬，獲得了管內(nèi)流體速度和溫度隨時(shí)間的變化規(guī)律，并與文獻(xiàn)中的實(shí)驗(yàn)測量值進(jìn)行了對(duì)比，得到了比較

2、好的吻合度，驗(yàn)證了大渦模擬的有效性，這為進(jìn)一步研究上水管路的熱分層流動(dòng)與傳熱奠定了基礎(chǔ)。大渦模擬結(jié)果表明:水平管段中底部冷水的速度較頂部熱水的速度要高。隨著冷流體區(qū)域高度的不斷增加，出水小孔幾乎被流出的冷流體所控制，熱水被封堵在管道上方，在此區(qū)域的熱分層將持續(xù)很長的時(shí)間。
　　在大渦模擬數(shù)值驗(yàn)證的基礎(chǔ)上，針對(duì)不同的入口冷水質(zhì)量流量和冷熱流體溫差條件，對(duì)比五種工況的上水過程，得到不同算例條件下大渦模擬的數(shù)值結(jié)果，提取溫度云圖和速度矢