竖直圆管内超临界水传热特性数值模拟
非均匀加热条件下超临界压力水在垂直管中的传热特性
件后 流到试 验段 ７ 。 试验所用工质为去离子水 。预热段采用大电
都相应的展开 了针对超临界水冷堆下的传热和水 动力研究工作 【 ｊ ｌ 。此外 ，在超临界火 电机组 、 超临界制氢等工业过程 中，超 临界流体的传热特 性对 系统 的安 全 运 行 和设 计有 着 重要 影 响 。超 临 界流体的传热特性非常复杂 ，特别是在临界点附 近 ，水 的临 界 压 力 为 ２ ．１ Ｖ ａ ２１５］Ｐ ，临 界 温 度 为 ｌ ３４１℃ ，临 界 焓值 为 ２０５２ ｋ／ｇ ７． ９ ． Ｊ 。在 临界 点 ｋ 上， 水与汽的参数完全相 同。 在低于临界压力时 ， 汽． 液两相处于平衡共存状态 。随着压力增加 ， 汽 化潜热 逐渐 减小 ，到 临界 压力 时 ， 化潜 热为零 ， 汽 即汽化在一瞬间完成 。在超临界压力下 ，存在 比 热容的峰值 区。通常称最大 比热容点的温度为拟 临界温度 ，并将这一点作 为相变点Ｉ ４ Ｊ 。在这一 区 域内，流体的物性剧烈变化 。如流体的密度显著 减小 ，比容 显著 增 大 ，粘 度 与 导热 系数 也显 著 减 小。 为了理论研究的方便 ， 前人所进行 的超临界
超 临界技 术 在很 多 工程 中得 到 广泛 引用 ，近 年来 由于超 临界 水 冷 堆概 念 的兴 起 ，世 界许 多先 进 国家均 展 开 了相 应 的研 究 。 日本 、欧盟 和美 国
变压运行锅炉的水冷壁管等 ，这些设备 的局部过 热都会导致事故 。因此 ， 研究周 向不均匀条件下 的超临界压力流体传热具有重要的实际意义。 本文针对垂直上升管在周 向非均匀加热条件 下的传热特性进行了试验研究 ，获得了该条件下 超临界水的传热特性。
竖直圆管内超临界流体混合对流传热特性理论分析
竖直圆管内超临界流体混合对流传热特性理论分析刘生晖;黄彦平;刘光旭;王俊峰;昝元锋;郎雪梅;黄军【摘要】T he theoretical analysis about the influence of buoyancy effect caused by den‐sity variation and flow acceleration effect on forced convective heat transfer to supercriti‐cal fluid was carried out . The analysis results show that buoyancy and acceleration effects may change the turbulent heat and mass transfer through reducing or enhancing the shear stress magnitude at the verge of boundary layer ,and make a big difference to supercritical fluid heat transfer at certain conditions .Often buoyancy effect is obvious near the entrance or upstream ,w hile acceleration at w here the bulk temperature is just beyond the pseudo‐critical temperature .Compared with experimental result ,it’s found that the buoyancy and acceleration factors are able to predict the local heat transfer char‐acteristics in the pseudo‐critical zone suitably .%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。
竖直圆管内跨临界压力区水对流传热数值模拟研究
竖直圆管内跨临界压力区水对流传热数值模拟研究
张曙明;陈玉宙;赵民富
【期刊名称】《原子能科学技术》
【年(卷),期】2009(043)006
【摘要】应用CFD方法对跨临界压力区竖直圆管内水的对流传热进行了数值模拟研究.通过与实验结果比较,分析了浮升力因素的影响机理.研究结果表明,采用浮升力修正的h两方程湍流模型可准确预测跨临界压力区正常对流传热现象.当流体温度达到拟临界点,尽管该模型可预测传热恶化现象,但与实验数据偏差较大,在水热物性及数值模型等方面有待进行更深入研究.
【总页数】5页(P491-495)
【作者】张曙明;陈玉宙;赵民富
【作者单位】中国原子能科学研究院,反应堆工程研究设计所,北京,102413;中国原子能科学研究院,反应堆工程研究设计所,北京,102413;中国原子能科学研究院,反应堆工程研究设计所,北京,102413
【正文语种】中文
【中图分类】TL33
【相关文献】
1.超临界压力水在竖直上升管内的传热工况 [J], 李澍
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3.亚临界与超临界压力水在管内的对流传热与传质 [J], 姜培学;任泽;王补宣
4.亚临界及近临界压力区竖直管内沸腾传热实验研究 [J], 陈听宽;刘尧奇;陈学俊
5.超临界压力水在竖直表面上自然对流传热传质分析 [J], 姜培学;任泽霈;王补宣;В.С.Лротопопов;И.В.Кураева
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超临界水在垂直管内换热及流动不稳定性研究
超临界水在垂直管内换热及流动不稳定性研究张震;杨星团;姜培学【摘要】清华大学核能与新能源技术研究院在建的250 MWt高温气冷堆核电站示范工程(HTR-PM)中蒸汽发生器二回路为亚临界水，由于反应堆能提供750℃的高温氦气，二回路水可提高到超临界压力和温度，采用多堆带一机方案可与超临界蒸汽透平机组匹配，因此研究超临界水在管内的流动、传热以及流动不稳定现象非常重要。
本文通过使用RNG k-ε模型耦合强化壁面函数，发现模拟结果与Yamagata等的实验数据符合较好。
基于此模型，分析了超临界流体流动时换热系数的变化规律，并采用瞬态计算方法，线性增大加热功率，分析了流动不稳定现象，发现流体一旦进入不稳定区，进出口流量的波动非常严重，甚至出现倒流，应尽可能避免此类现象。
%Water in the steam generator secondary circuit in the 250 MWt pebble-bed module high temperature gas-cooled reactor (HTR-PM)which was built by the Institute of Nuclear and New Energy Technology (INET)of Tsinghua University,is subcritical. Its pressure and temperature can increase to supercritical as the reactor provides high temperature helium up to 750 ℃,then the rea ctors and the supercritical steam genera-tors can work with the supercritical steam turbine by adapting multiple-reactors with one-turbine unit design concept. Therefore, the flow, heat transfer and the flow instability of supercritical water in tubes are of great importance.RNG k-εturbulence model coupled with enhanced wall treatment was applied in the simulation,and the numerical calculation results agree well with the experimental results of Yamagata, et al.The heat transfer coefficients of supercritical waterin a tube under various heat fluxes were analyzed based on this model.The flow instability was also studied by line-arly increasing the heating power with time.The results show that the inlet and outlet flow rates oscillate intensely once the flow enters the unstable zone and even reserve flow can be observed.Such phenomena should be avoided.【期刊名称】《原子能科学技术》【年(卷),期】2015(000)011【总页数】6页(P2011-2016)【关键词】超临界蒸汽发生器;超临界流体传热;流动不稳定【作者】张震;杨星团;姜培学【作者单位】清华大学核能与新能源技术研究院先进反应堆工程与安全教育部重点实验室，北京 100084;清华大学核能与新能源技术研究院先进反应堆工程与安全教育部重点实验室，北京 100084;清华大学热能系热科学与动力工程教育部重点实验室，北京 100084【正文语种】中文【中图分类】TL331Key words：supercritical steam generator; supercritical fluid heat transfer; flow instability模块式高温气冷堆(MHTR)是当今世界公认的先进反应堆堆型之一。
超临界压力水在竖直上升管内的传热工况
超临界压力水在竖直上升管内的传热工况摘要：随着社会经济的高速发展，我国在电力需求方面正在不断增长，能源结构也取得了长足的发展，在这个新能源时代，寻找一种安全、经济、有效的能源已成为人们关注的焦点，也是我国能源战略的核心问题之一。
超临界水堆作为第四代核能系统国际论坛提出的六种先进核能系统中唯一的水冷堆，以其具有热效率高、系统简单、成本经济等优点而被广泛研究应用，而超临界压力流体传热特性作为研发超临界水堆的基础，具有重要的研究意义。
本文就超临界压力下竖直上升管传热工况进行分析与回归评价。
关键词：超临界压力流体竖直上升管热加速效应传热关联分析目前，我国正在积极研制和开发超临界压力电机组。
超临界机组具有热效率高、能耗低和污染小等优点，是改变我国电站落后面貌的有效途径之一。
超临界机组的发展迫切需要了解和掌握超临界压力下水在管内的传热规律。
在超临界压力下，流体的物性随温度变化较大，传热规律也发生了根本的变化。
前人对超临界压力下流体在管内的传热特性已进行了大量的研究，并且在实验的基础上提出了许多经验关联式来预测其传热特性，但由于变物性问题的复杂性，超临界流体的传热问题至今尚未得到彻底解决，不同研究者的结论无法统一起来形成系统的理论。
本文对超临界压力下水在垂直上升管内的传热特性进行了实验研究。
1. 超临界水堆的主要特征①系统简单：超临界压力水由于采用的是直接循环，没有蒸汽发生器和稳压器，因而不会产生相变，又减少了反应堆装置流程，简化了系统。
②热效率高：超临界水的外环境是在高温、高压下的，且是与能源转化设备直接循环作用，这大大的提高了整个热功转换系统的转换效率，比之轻水反应堆要高出大约三分之一，达到45%。
③安全、经济：由于超临界压力水没有相变，不会产生核心部件烧毁现象，而且采用的是非能动安全系统，保证了整个超临界水堆的安全性；又超临界水堆与之同等功率的核电厂比较，由于其系统简单、设备投入少、效率高，在经济性方面具有极大的优势。
低质量流速光管内超超临界水传热特性的实验与数值模拟
低质量流速光管内超超临界水传热特性的实验与数值模拟曲默丰;梁梓宇;赵云杰;万李;杨冬【摘要】为了研究超超临界循环流化床锅炉水冷壁和超临界水冷堆堆芯子通道中工质水的流动传热规律和机理,在压力为21～32 MPa、质量流速为410～760 kg ·m-2·s-1、热流密度为150～430kW·m-2的参数范围内,对Φ30 mm×5.5 mm垂直上升光管中超超临界水的传热特性进行了无量纲参数分析和数值模拟研究.根据实验结果,讨论了比热容比、浮升力以及热加速效应对超超临界水传热的影响.结果表明,这些无量纲参数与换热系数不存在很强的单值性关系,当采用这些参数预测超临界流体传热时需要补充其他相关参数.数值模拟采用SST k-ω模型,模拟结果与实验数据吻合度较高,证明了该模型具有较强的适用性,并且分析了超临界流体发生传热强化和传热恶化的物理机理,证实了边界层内的大比热容工质份额和浮升力作用分别是导致传热强化和传热恶化的主要原因之一.【期刊名称】《西安交通大学学报》【年(卷),期】2018(052)007【总页数】8页(P52-59)【关键词】超超临界水;传热特性;浮升力;热加速效应【作者】曲默丰;梁梓宇;赵云杰;万李;杨冬【作者单位】西安交通大学动力工程多相流国家重点实验室,710049,西安;西安交通大学动力工程多相流国家重点实验室,710049,西安;西安交通大学动力工程多相流国家重点实验室,710049,西安;西安交通大学动力工程多相流国家重点实验室,710049,西安;西安交通大学动力工程多相流国家重点实验室,710049,西安【正文语种】中文【中图分类】TN911.73超超临界发电机组具有大容量、高参数、低能耗等诸多特点[1]。
近年来,超超临界循环流化床(CFB)锅炉和超临界水冷堆(SCWR)得到了广泛重视,国内外学者也展开了大量的基础研究[2]。
管内的超临界压力水传热特性的研究是研发超超临界CFB 锅炉和SCWR的基础[3]。
竖直圆管通道内超临界水传热实验及数值模拟研究
Ｎｕ ｌａ ｗｅ ｎｔｔ ｔ ｆ ｈ ｎ ｃｅ ｒＰｏ ｒＩ ｓｉｕ ｅｏ Ｃ ｉａ，Ｃ ｅ ｇ １ ０ １ ｈ ｎ ｄｕ６ ０ ４ ，Ｃｈ ｎ ） ｉａ
Ａｂ ｔａ ｔ： ｓ ｒ ｃ Ｆｏ ｕｒ ｈｅ ｎｄ ｒ ｔ ｎｄ ｎｇ ｔ ｅ ｔｔ ａ ｓ ｅ ｅ ｈａ ｓ ｆｓ ｅ ｃ ｉｉ ａ ｔ ｒ ｒ ｆ ｔ ｒ ｕ ｅ ｓ ａ ｉ ｈｅ ｈ ａ ｒ ｎ ｆ ｒｍ ｃ ｎｉｍｓ ｏ ｕｐ ｒ ｒｔｃ ｌｗａ ｅ ｕｎ ｒ ｔ ｅ ｄ ｓｇ ｄ ｐａ ａ ｅ ｅ ａ ｇｅｏｆＳＣＷ Ｒ，ｈｅ ｔｔ ａ ｓ ｅ ｈ ｒ ｃ ｅ ｉｔｃ ｆｓ ｐｅ ｃ ｉｉ ｄｅ ｈ ｅ ｉ ｎｅ ｒ ｍ ｔ ｒｒ ｎ ａ ｒ ｎ ｆ ｒｃ ａ ａ ｔ ｒｓ ｉｓ ｏ ｕ ｒ ｒｔ—
ｃ ｌｗ ａ ｅ ｉ ａ ｅ ｔｃ ｌ ａ ｔ ｒ ｎ ｖ ｒｉ ａ ｕｐ ａ ｄ ｉｃ ａ ｔ ｅ ｗ ｒ ｃｒ ｕｌ ｒ ｕｂ ｗ ｅ ｅ ｔ ｄ ｅ ｔ ｒ ｕ ｅ ｐｅ ｉ ｅ ａ ａ ｄ ｒ ｓ ｕ ｉ ｄ ｈ ｏ ｇｈ ｘ ｒｍ ｎｔ ｌ ｎ ｎｕ ｅ ｉａ ｉ ｕｌ ｔｏ ｍ ｒ ｃ ｌｓ ｍ ａ ｉ ｎ． Ｔ ｈ ｃ ｕｒ ｃ ｈｅ ｅ ｉ ｔｎｇ ｏｒ ｅ ａ ｉ ｎｓ ｎｄ ＣＦＤ ｍ ｏ ｌ ｗ ａ ｅ ａ ｃ ａ ｙ ｏｆ ｔ ｘ ｓ ｉ ｃ ｒ ｌｔｏ ａ ｄｅｓ ｓ
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垂直上升内螺纹管中超超临界压力水的传热特性研究
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维普资讯
第 ２ ８卷 第 ３期
２ Ｏ Ｏ ７
核 动 力 工 程
Ｎｕ ｌ ｒＰｏ ｒＥｎ ｉ ｅ ｒｎ ｃｅａ ｗｅ ｇ ｎ ｅ ｉｇ
Ｖｌ ．２ ．ＮＯ ３ ０ １ ８ ．
Ｊ ｎ． ２ ０ ｕ ０ ７
年 ６ 月
文 章 编 号 ：０ ５ －９ ６２ ０ ）３０ ４ ．５ ２ ８０ ２ （０ ７０ ．０ ３０
却水 入 口；ｌ—— 冷 却水 出 Ｅ ２ ｌ
收 稽 日期 ：２０ －２２ ；修 回 日期 ：２ ０ －Ｏ２ ０６０ ．５ ０５ｌ－７
基 金项 目 ：国家 自然科学 基金 重大 资助 项 Ｈ（０２ ０ １、国家 ８ ３ 目（０ ２ ５ ６ １） ５ ３３ ０ ） ６ 项 ２ ０ＡＡ ２０ ２
垂直上 升 内螺纹管 中超超 临界压 力水 的 传 热特 性 研 究
王为术 一，罗毓珊 ，陈听宽 ，顾红芳 ， 朱 晓静 ，王海涛 ，吉 庆
（ ．西安交 通大 学动 力工 程 多相 流 国家重点 实验 室 ，７０４ ；２ １ １０９ ．华北 水利 水 电学 院 ，郑 州 ．４０ １ ） ５ ０ １
表 １ ４头内螺纹 管结构参 数
项 目 数 值 ２． ８６ １． ５８ ４ ５８ ． ４ 公差 ±Ｑｌ ５ ± ．５ Ｏ１ ＋ ．０ ２ 一 ％
质量流速 Ｇ＝ ５ ～１０ｋ ／ Ｓ；内壁热负荷 ４ ０ ８ ０ｇ ｍ ・） （ ｑ ２ ０ ６０ Ｗ／ 试验中将试验段保持在试验 ＝ ０ ～ ０ｋ ｍ 。 要求的压力、流量及热负荷条件下 ，不断提高试 验段进 口热焓 ，使试验段管壁温度不断上升 ，从 而获得不同参数条件下试验段的管壁温度分布情 况以及工质水的传热特性 。用热电偶测量试验管 的外壁温度 ， 外壁热流密度用热平衡方程计算 。 计算 内壁温度和 内壁热流密度时 ，其内壁面的边 界条件既非定热流 ，也非定壁温 ，由一维带内热 源温度场计算模型获得【 ９ 】 。
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第45卷第2期原子能科学技术Vol.45,No.2 2011年2月Atomic Energy Science and TechnologyFeb.2011竖直圆管内超临界水传热特性数值模拟赵民富,张国欣,陈玉宙(中国原子能科学研究院反应堆工程研究设计所,北京 102413)摘要:为深入研究超临界水的传热特性,利用计算流体力学(CFD )软件,完成了国际原子能机构(IA EA )关于竖直圆管内超临界水传热特性数值模拟的标准题计算,得到了与试验值符合较好的结果。
通过研究发现:剪切应力输运(SST )模型可较好地反映超临界水的传热特性,但对网格敏感,需适当的网格相匹配,适当值的选取可能与超临界水所处的状态有关。
这些结论对超临界水传热特性的数值模拟有指导意义。
关键词:超临界水;传热;数值模拟收稿日期:2010205226;修回日期:2010208218基金项目:国家重点基础研究发展计划资助项目(2007CB209800)作者简介:赵民富(1981—),男,河北赤城人,助理研究员,硕士,核能科学与工程专业中图分类号:TL331 文献标志码:A 文章编号:100026931(2011)022*******Numerical Simulation on H eat T ransfer Behavior of Supercritical W ater in V ertical PipeZHAO Min 2f u ,ZHAN G Guo 2xin ,C H EN Yu 2zhou(China I nstitute of A tomic Energ y ,P.O.B ox 275259,B ei j ing 102413,China )Abstract : U sing CFD (Comp utational Fluid Dynamics )code ,numerical investigations on heat t ransfer behavior of supercritical water were conducted.The IA EA (Interna 2tional Atomic Energy Agency )comp utational benchmark about heat t ransfer behavior of supercritical water in vertical pipe was finished.The result s are in accord wit h experi 2mental values.The SST (Shear 2St ress 2Transport )model is able to reproduce t he heat t ransfer behavior of supercritical water ,but it is sensitive to t he grid ,and needs suitable grid to match.The suitable grid po ssibly relates to t he state of supercritical water.These conclusions are able to guide t he numerical simulation on heat transfer behavior of supercritical water.K ey w ords :supercritical water ;heat t ransfer ;numerical simulation 超临界水冷堆(SCWR )是6种第4代反应堆中唯一的水堆,具有热效率高、经济性好、系统简化及技术继承性好等优点,因而引起了国内外研究者的广泛关注。
由于超临界水的物理性质随温度变化剧烈,导致其传热特性非常复杂,因此,尽管国际上已有几十年研究历史,但至今无一致的结论[1]。
随着计算机运算能力的提高,利用计算流体力学(CFD)程序对超临界水传热进行数值模拟逐渐成为可能,近年来,CFD分析已成为超临界水传热特性研究中的重要手段。
但CFD 分析的结果与湍流模型选取、网格质量等因素关系密切,必须将计算结果与试验数据比较,以检验所选模型是否合适[2]。
为检验程序和模型的适用性,探索超临界水传热特性数值模拟的适当方法,以支持超临界水冷堆研究,国际原子能机构(IA EA)于2008年发起一协调研究计划(CRP),名为“超临界水冷堆传热特性及热工水力程序测试”。
2009年,该项目开展了“加热管道内超临界水传热特性数值模拟标准题计算”的工作。
作者等参加该工作,完成标准题计算,并与试验数据进行比较。
1 标准题标准题取自K irillov等[3]的试验结果,计算对象为竖直圆管,流动方向为自下向上,具体参数列于表1。
表1 结构参数及试验参数T able1 G eometric and test parameters参量数值圆管直径,m0101圆管长度,m410入口质量流量,kg/s011178入口温度,℃352出口压力,MPa24105热流密度,kW/m28842 计算过程及结果分析211 物理模型选择为准确计算圆管内壁面温度和超临界水的传热系数,采用了流固耦合传热计算的方式,将壁面热流密度折算为固体的体积释热率。
由于超临界水密度变化剧烈,浮力对流动和传热的影响很大,特别是在近壁区域,会引起速度和切应力分布的畸变[4],从而导致传热规律随之改变,故必须考虑浮力作用,并选择能够较好描述近壁流动特性的湍流模型。
参考文献[5],选择剪切应力输运(SST)模型。
SST模型由k2ω模型和标准k2ε模型分别乘以一个混合函数后再相加得到,在近壁区,混合函数值等于1,即等价于k2ω模型;在远离壁面的区域,混合函数的值则等于0,即转换为标准k2ε模型。
因此,SST模型综合了k2ω模型在近壁区计算的优点和k2ω模型在远场计算的优点,适用范围较广。
212 结果分析研究中发现,SST模型对网格十分敏感,因此,选择不同的网格密度,分别进行计算,并与试验结果进行了对比(图1)。
图1 不同网格尺寸的计算结果Fig.1 Results of different grid sizes可见,附壁网格厚度越小,圆管内壁面温度的计算值越高。
当网格较粗时,计算值整体偏低;网格较密时,则有部分结果与试验结果符合,但不能完全符合。
可见,网格并非越密越好,不同的位置可能需要不同的网格密度。
为不失一般性,引入无量纲速度u+和无量纲附壁网格厚度y+,对网格敏感性进行深入分析。
二者的定义式分别为:u+=uuτ=uρτw(1)y+=ρyμτwρ=yτwρμ(2)其中:u为流体的时均速度;uτ为壁面摩擦速度;ρ为流体密度;τw为壁面切应力;y为附壁网格厚度;μ为动力粘度。
u+和y+是描述固体壁面附近流动的重要参数。
大量的试验表明:对于有固体壁面的充分发展的湍流流动,沿壁面法线的不同距离上,可将流动划分为湍流核心区和壁面区。
在壁面区,根据u+和y+的关系,又可分为3个子层,741第2期 赵民富等:竖直圆管内超临界水传热特性数值模拟分别为粘性底层、过渡层和对数律层(图2)。
图2中的三角形和圆代表在不同雷诺数下的试验结果,直线代表对速度进行拟合后的结果[6]。
图2 壁面区的子层划分Fig.2 Subdivisions of near2wall region可见,y+是判断壁面附近流体流动规律的重要判据,y+相同的位置流动规律相同。
数值计算的实践表明:y+的取值对传热特性的影响较大,往往存在一个合适的取值范围,在该范围内数值计算结果与试验数据的符合最好。
例如:使用标准k2ε模型计算旋转通道内的流动时,y+的合适取值范围为12～42;使用标准k2ε模型计算正方形截面通道中的湍流换热时,y+的合适取值范围为1115～40;而使用M K低雷诺数k2ε模型计算时,y+的取值应小于016[7]。
由式(2)可知:y+与附壁网格厚度、密度、粘度及壁面切应力均有关,由于不同位置的密度、粘度及壁面切应力不同,因此,不同位置的附壁网格厚度相同时,y+并不相同。
调整网格,使得y+大致为常数,计算结果如图3所示。
可见,y+为某一固定常数时,计算结果仍难以与试验结果完全符合,但y+较大时,前半段与试验数据较符合,y+较小时,后半段与试验数据较符合。
根据上述规律继续调整网格,使y+逐渐减小,终于得到了在全范围内都与试验数据较符合的结果,如图4所示。
可见,最终计算结果与试验结果符合得很好,试验值大多落在计算值-5℃到计算值+10℃的范围内。
该计算结果对应的y+变化规律如图5所示。
图3 不同y+下的计算结果Fig.3 Results of different y+图4 计算结果与试验结果的比较Fig.4 Comparison between calculated andtestedresults图5 最终计算结果中y+的变化规律Fig.5 Variation curve of y+in the last result入口附近y+由6迅速减小到4,是受入口效应影响而形成的;入口到115m处和215m 处到出口两段,y+变化缓慢,但分别保持不同的值;115m处到215m处y+变化剧烈,连接了前后两段。
对比主流温度变化规律(图6)可见:115m 处到215m处恰好是拟临界温度附近,此前为841原子能科学技术 第45卷过冷水,此后为过热蒸汽。
因此,y +的变化规律可能与超临界水所处的状态有关,不同状态下需不同的y +,方能得到较好的结果。
图6 主流温度变化规律Fig.6 Variation curve of bulk fluid temperature不过,该标准题中,壁温变化平缓,为正常传热工况,且一直高于拟临界温度,因而,y +与壁温的关系不明显。
y +选取的方式仍需更多的算例(包括传热强化和传热恶化工况)计算,才可能总结出来。
3 结论通过选取适当的湍流模型,并不断调整网格,利用CFD 软件计算得到了与试验值符合较好的结果。
结论如下:1)SST 模型可较好地反映超临界水的传热特性,但对网格敏感,且并非越密越好,而是需适当的网格相匹配;2)为得到较好的结果,不同位置的无量纲附壁网格厚度y +应不同,其“适当值”可能与超临界水所处的状态有关。
参考文献:[1] PIORO I L ,DU FFEY R B.Experimental heattransfer in supercritical water flowing inside channels (survey )[J ].Nucl Eng Des ,2005,235:240722430.[2] CH EN G X ,SCHUL ENB ER G T.Heat transferat supercritical pressures 2literature review and application to a HPL WR ,FZKA 6609[R ].Karlsruhe ,G ermany :FZKA ,2001.[3] KIRILLOV P ,POM ET ’KO R ,SMIRNOV A ,etal.Experimental study on heat transfer to super 2critical water flowing in 12and 42m 2long vertical tubes [C ]∥Proceedings of G LOBAL 2005.Tsukuba ,J apan :[s.n.],2005.[4] TANA KA H ,MARU YAMA S ,HA TANO S.Combined forced and natural convection heat transfer for upward flow in a uniformly heated vertical pipe[J ].Int J Heat Mass Trans ,1987,30:1652174.[5] GU H Y ,CH EN G X ,YAN G Y H.CFD studyof heat transfer deterioration phenomenon in supercritical water through vertical tube[C]∥4th International Symposium on Supercritical Water 2Cooled Reactors.Heidelberg ,Germany :[s.n.],2009.[6] 王福军.计算流体动力学分析———CFD 软件原理与应用[M ].北京:清华大学出版社,2004:1262128.[7] 陶文铨.数值传热学[M ].2版.西安:西安交通大学出版社,2001:357,367.941第2期 赵民富等:竖直圆管内超临界水传热特性数值模拟。