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)濟性好等突出優(yōu)點。由于我國近期和中期目標都是采用壓水堆技術，考慮到技術的繼承性和可持續(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、受熱導致熱加速效應等重要因素及其對超臨界壓力流體傳熱的影響進行了討論；在此基礎上引入表征浮力作用和熱加速效應對傳熱影響程度的無量綱準則數(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)進行關聯(lián)，將所得關聯(lián)式預測結(jié)果與實驗數(shù)據(jù)進行對比，并