超临界水冷堆换热特性分析研究
超临界水冷堆换热特性分析研究
之 间； 增大质量流量和减 小壁 面热 流密度都 能够降低 壁温 ， 改善传热 ， 生传 热恶化 的焓值推后 ， 使发 恶化 的趋势减弱。 ［ 关键词 ］ 超 临界水冷堆 ； 临界水 ； 超 换热特性； 数值模 拟 ［ 作者简介 ］ 李茂 ， 东省电力设计研 究院， 士， 究方向： 广 硕 研 电站设计 ， 东 广州 ，１６ ３ 广 ５ ０６ ［ 中图分类号 ］ Ｋ ２ Ｔ ２４ ［ 文献标识码 ］ Ａ ［ 文章编号 ］１Ｏ — ７３ ２ １ ）７ ０ ２ — ０３ ｏ ７ ７ ２ （ｏ ０ ｏ — ０ ７ ０ ０
２ ＭＰ ５ ａ压 力 下 超 临 界 水 平 均 温 度 从 ３ ０： ０＇ Ｅ到
图 １ 物 理 模 型
控 制方程 和边 界条 件 ： 质 量方程 ：
鲁ｖ ０ 十 ＿
动量 方程 ：
＋Ｖ ． ： 一 － Ｐ Ｖ ｐ＋ｖ ．
５ ０２ ０ ￣的区域 ， 已知 管径 和质 量 流量 。
能 量方程 ：
超临界水 的物性 均采 用 ＩＰ —Ｆ ７ Ａ ＷＳ Ｉ９ 公式计 算。 由于拟临界温度 附近物性的奇异变化 ，导致
ｕ Ｖ ＋ Ｖ ｈ・ 去 ＝
其 中：
超临界水传热问题变得十分复杂。为了简化计算 ， 作以下假设 ： （） １不考虑圆管人 口和出 口的影响 ； （） ２ 忽略 压 降对 超 临界 水 物性 的影 响 ， 为 物 认
。
二、 学物理模型 数
超临界水冷堆结构复杂 ，对其直接进行整体 分析计算难度很大。为 了深入了解超 临界水传热 特性 ，将超临界水冷堆 中的传热简化为水平光滑 圆管内超临界水流动传 热模 型 ，取水冷壁水平光 管 的一段 为研 究对 象 ，采 用换 热 器 简 化模 型 进 行 计 算 ，结 合 超 临界 水 冷 堆 的实 际 工 况 ， 只研 究
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。
带螺旋肋的圆环通道内超临界水传热特性数值研究
２０ ｌ ３年
核 动 力 ＿ Ｔ 程
Ｎｕ ｇ
Ｖｏ １ ． ３ ４ ． ＮＯ ． １ Ｆ ｅ ｂ． ２ ０ ｌ ３
２月
文章编号 ：０ ２ ５ ８ — ０ ９ ２ ６ （ ２ ０ １ ３ ） ０ １ － Ｏ ｌ ２ ６ － ０ ７
系数比不带肋片时要高， 表现出微弱的传热增强 。 为了定量描述螺旋状肋片对传热的影响 ， 定义搅混
温度／ Ｋ
臻６ ． ７ ３ １ × １ ０
０ ×１ ０ Ｘ１ ０
×１ ０ ×１ ０
Ｙ
图 ７ 加热壁面的温度分布
Ｆ ｉ ｇ ． ７ Ｔ ｅ ｍｐ ｅ ｒ ａ ｔ ｕ ｒ ｅｏ ｆ Ｈｅ ａ ｔ ｅ ｄＷａ ｌ ｌ
热的方法。 现有圆管中的实验和数值研究表明， 在
超临界压力下 ， 螺旋状肋片等搅混装置的存在可显 著强化传热【 ｌ Ｊ 。然而，在更复杂通道内， 螺旋状肋 片对传热特性影响的研究比较少。 本文采用计算流体力学 （ Ｃ Ｆ Ｄ） 方法 ， 开展带 螺旋肋的圆环通道内超临界水传热特性数值模拟， 探索圆环通道内螺旋状肋片对传热特性的影响， 为 Ｓ Ｃ ＷＲ堆芯设计提供必要的参考。
图 ｌ 带螺旋肋 的圆环通道几何模型
Ｆ ｉ ｇ ． １ Ｇｅ ｏ ｍｅ ｔ ｒ ｙ ｏ ｆ Ａｎ ｎ ｕ ｌ ａ ｒ Ｃｈ ａ ｎ ｎ ｅ ｌ ｗｉ ｔ ｈ Ｈｅ ｌ ｉ ｃ ａ ｌ Ｒｉ ｂ ｓ
计算网格在Ａ Ｎ Ｓ Ｙ Ｓ Ｉ Ｃ Ｅ Ｍ 中生成 ， 采用 ０ ． ｇ ｒ ｉ ｄ 结构化六面体 网格 ， 并对近壁面区域进行了网格加
收稿日期 ：２ ０ １ ２ ． １ １ ． １ ２ ；修回日期：２ ０ １ ２ ・ １ １ － ２ ２
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
Ｈ ＵＡＮＧ ｈ— ａ ｇ Ｚ ｉｇ ｎ ，ＬＩＹｏ ｇ ｌ ｎ ｎ —ｉ ｇ，Ｚ ａ ＥＮＧ ａ — ａ ｇ，ＹＡＮ ａ Ｘｉｏ ｋ ｎ Ｘｉｏ，ＸＩ ＡＯ —ｕ Ｚｅｊ ｎ
（ ｙ Ｌ ｂ ｒ ｔ ｒ ｎ Ｎｕ ｌａ ａ ｔ ｒ Ｔｈ ｒ ｌ Ｈｙ ａ ｌｃ ｃ ｎ ｌ ｇ Ｋｅ ａ ｏ ａ ｏ ｙ ｏ ｃ ｅ ｒＲｅ ｃｏ ｅ ｍａ — ｄｒ ｕ ｉｓ Ｔｅ ｈ ｏ ｏ ｙ，
2×2棒束内超临界水传热特性数值研究
２ ０ ｌ ３ 年
核 动 力 工 程
Ｎｕ ｃ ｌ ｅ ａ ｒ Ｐ ｏ ｗｅ ｒ Ｅ ｎ ｇ ｉ ｎ ｅ ｅ ｒ ｉ ｎ ｇ
Ｖｂ １ ． ３ ４．ＮＯ． １
２ 月
Ｆ ｅ ｂ． ２０ ｒ３
文 章 编 号 ：０ ２ ５ ８ － ０ ９ ２ ６ （ ２ ０ １ ３ ） ０ １ ． ０ １ ３ ３ ． ０ ５
１ ／ ８ 流道结构
１ 前
言
超临界条件下在拟临界 区存在剧烈 的物性变
化 ，给传热特性的理论研究带来较大 困难。超临 界水冷堆组件 中引入 了水棒结构 ，使几何结构和
堆芯流程更为复杂 。 目 前 国际上超 ｆ 界水 的传热 实验多是基于圆管通道 ，公开发表 的组件内超临 界水 的换热实验数据还不多见Ｉ Ｊ ’ ２ Ｊ ， 给开展这方面 的理论研究带来了困难。
性 ，选取 １ ／ ８ 结构作为分析对象 （ 图 １ ） 。 本文利用 Ｉ Ｃ Ｅ Ｍ Ｃ Ｆ Ｄ 软件进行几何建模 ， 生
适用性研究 ，但对模型选取 以及模型改进还没有 形成共识 。 Ｑ ． Ｌ ． ｗｌ ｅ ｎ 及Ｄ ． Ｐ ａ ｌ ｋ ｏ 等建议采用剪切 应力输运 （ ｓ ｓ Ｔ） 湍流模￣ Ｊ ［ ３ ， ４ １ 。Ｓ Ｓ Ｔ模型兼具 Ｊ ｉ ｝ － ｓ
２×２棒束 内超 临界 水传 热特性数值 研究
臧金 光 ，闫 晓 ，黄善仿 ２ ，黄彦平 ，于俊崇 １ ， ２
１ ．中 国核动力 研 究设 计 院 中核核 反 应堆 热 工水 力技 术 重点 实验 室 ，成都 ，６ １ ０ ０ ４ １ ；２ ．清华 大学 工 程物 理 系 ，北 京 ． １ ０ ０ ０ ８ ４
核 动 力 工 程
超临界流体加热传热换热性能研究
超临界流体加热传热换热性能研究在现代化的社会中，科技的不断进步和创新已成为了推动社会进步的重要因素之一。
超临界流体正是其中的一个重要研究领域之一。
它可以应用于工业上的种种领域，如能源开发、制药、化工等等。
本文将会以超临界流体的研究与应用为主题，探讨超临界流体加热、传热、换热的一些基本性质和应用。
一、超临界流体的特性超临界流体是指将物质加热到超过其临界点的状态所形成的物质状态。
在这种状态下，物质的密度和粘度与气体相似，而其介电常数和溶解度和液体相似。
超临界流体的物理特性十分独特，这使得它广泛应用于很多领域，比如说化学、制药、食品等等。
此外，超临界流体的压力、温度、密度之间存在微妙的关系，这提供了在各种研究领域中进行有针对性的实验操作。
二、超临界流体加热的特点超临界流体的加热方式有两种：一种是采用立体加热方式，另一种是使用饱和蒸汽加热方式。
前者是将超临界流体置于加热器内，通过将加热管内加热体的热量传递到流体中来加热流体。
而后者是采用相同的方式将加热器置于超临界流体中，直接将加热器通过高温和高压状态下的热量来传递给超临界流体。
而与传统加热方式相比，超临界流体的加热方式更加高效，能够更为快速的将加热器内的热能有效的传递给流体。
三、超临界流体传热的特点超临界流体的传热性能受到各种因素的影响，例如压力、温度、密度等等。
同时，在超临界流体内，在高加压和高温度条件下，会出现相变现象，这会使得传热性能发生不同程度的变化。
实际上，超临界流体传热的过程中，处于超临界状态的流体会以非常大的速度流动，这会激起一些类似于“涡流”的运动，从而改善传热效率。
同时，超临界流体还有着更高的热扩散性能，这能够促进流体内部能量的迅速传递。
四、超临界流体换热的特点超临界流体在换热领域中也有着广泛的应用，例如制冷和空调、化学、制药领域。
实际上，超临界流体换热的过程可以分为几个不同的阶段。
首先，在加热器内部，流体会吸收热量，变得更加热量。
接下来，在换热区域内，这些流体经过换热器后，流体会释放出相应的热量。
简单通道内超临界水传热特性实验研究
图１ 基本子通道 的简化示 意图
Ｆｉ ｇ ． １ Ｓ ｃ ｈ ｅ ｍ￣ｉ ｃ Ｄｉ ａ ｇ ｒ ａ ｍ ｏ ｆ Ｒｅ ｄ ｕ ｃ ｅቤተ መጻሕፍቲ ባይዱｄ Ｃｈ ａ ｎ ｎ ｅ ｌ ｏ ｆ
Ｔ ｙ ｐ ｉ ｃ ａ ｌ Ｓ ｕ ｂ ｃ ｈ ａ ｎ ｎ ｅ ｌ
芯、 重水作慢化剂和固体慢化剂 的热中子谱堆芯、 混合谱堆芯等多种方案 。尽管不 同的燃料组件结
构差异较大 ，但是可 以从这些设计方案选取出一 系 列基 本 的子 通道 ，如 中心通 道 、边通 道 和 角通 道等 ，并将这些基本的子通道简化为圆管 、圆环 形和方环形通道 ３ 种简单通道 ，如图 ｌ 所示。
燃 料捧
加热管
件的热工水力实验可行性较低 ，也难 以掌握真实 的规律特性 。基 于从简单到复杂 、从单因素到多 因素耦合 的研究方法 ，可 以从燃料组件中选取抽 象 出圆管通道、圆环形通道 、 方环形通道等 ３ 种简 单通道进行初步研究 ，以弄清 Ｓ Ｃ ＷＲ 堆芯热工水 力 特性 。 圆管通道作为最基本的流道形式 ，可 以分析 超 临界状态下流体基本 的传质传热行为 ，圆环管 通道 、方环管通道可以初步反映燃料组件 中加热 方式 、边壁边角等对流体换热性能的影响。 本文分析 了圆管 、圆环管和方环管 ３ 种简单 通道 内超临界水流动传 热的基本特性 ，为后续的
简单通道 内超 临界水传热特性 实验研 究
李永亮 ，曾小康 ，黄志刚 ，闰 晓 ，黄彦平 ，肖泽军
中国核动力研究设计院中核核反应堆热 【水力技术重点实验室．成都 ，６ １ ０ ０ ４ １
摘要 ：针对 各国超 临界水冷堆燃料组件 设计方案 ，选取圆管 、圆环形通道 、方环形通道 ３种具有热工水 力代表性 的简单通道 ，开展超临界条件下水 ｒ ： 质 的传热特性实验研 究。实验结果表明 ，热流密度 、质量流速 和压力 ３ 种热工参 数对 不同简单通道传热特性 的影响趋势 基本 一致 ；在相同质量流速和压力下 ，换热系数在
- 1、下载文档前请自行甄别文档内容的完整性，平台不提供额外的编辑、内容补充、找答案等附加服务。
- 2、"仅部分预览"的文档,不可在线预览部分如存在完整性等问题,可反馈申请退款(可完整预览的文档不适用该条件!)。
- 3、如文档侵犯您的权益，请联系客服反馈,我们会尽快为您处理(人工客服工作时间：9:00-18:30)。
2010年第07期(总第122期)
沿海企业与科技
COASTAL ENTERPRISES AND SCIENCE&TECHNOLOGY
NO.07,2010
(Cumulatively NO.122)
超临界水冷堆换热特性分析研究
李茂
［摘要］文章针对超临界水冷堆的运行工况，采用简化的换热模型，利用CFD软件Fluent6.2对超临界水圆管内的换热进行计算。
结果表明，随着热流密度的增加，传热从强化向恶化转变，并且发生恶化时拟临界温度介于主流温度和壁温之间；增大质量流量和减小壁面热流密度都能够降低壁温，改善传热，使发生传热恶化的焓值推后，恶化的趋势减弱。
［关键词］超临界水冷堆；超临界水；换热特性；数值模拟
［作者简介］李茂，广东省电力设计研究院，硕士，研究方向：电站设计，广东广州，510663
［中图分类号］TK224［文献标识码］A［文章编号］1007-7723（2010）07-0027-0003
一、前言
超临界水冷堆（Supercritical Water Cooled Re-actor，SCWR）系统是在水的热力学临界点（374℃，22.1兆帕）以上运行的高温高压水冷堆。
SCWR是第四代核能系统国际论坛推荐的六种概念反应堆中唯一的水冷反应堆。
跟目前的水冷堆相比，SCWR电厂的热效率将比目前的轻水堆热效率大幅提高（净效率达44%）。
另外，由于反应堆中的冷却剂不发生相变，而且直接与能量转换设备连接，因而可以大大简化电厂的配套设施。
SCWR结合了轻水反应堆技术和超临界燃煤电厂技术这两种成熟技术。
由于系统简化和热效率高，预计建造成本和发电费用均可大幅度降低。
超临界水的流动与传热规律是研究和设计超临界水冷堆的关键之一。
二、数学物理模型
超临界水冷堆结构复杂，对其直接进行整体分析计算难度很大。
为了深入了解超临界水传热特性，将超临界水冷堆中的传热简化为水平光滑圆管内超临界水流动传热模型，取水冷壁水平光管的一段为研究对象，采用换热器简化模型进行计算，结合超临界水冷堆的实际工况，只研究25MPa压力下超临界水平均温度从300℃到500℃的区域，已知管径和质量流量。
超临界水的物性均采用IAPWS-IF97公式计算。
由于拟临界温度附近物性的奇异变化，导致超临界水传热问题变得十分复杂。
为了简化计算，作以下假设：
（1）不考虑圆管入口和出口的影响；
（2）忽略压降对超临界水物性的影响，认为物性只受温度影响；
（3）忽略超临界水沿轴向传热，认为温度和速度径向均匀分布；
（4）湍流充分发展，为稳态流动，各点参数不随时间变化；
（5）不考虑辐射换热，只考虑导热和对流换热；
（6）不考虑管壁厚度和热阻。
本文考虑了超临界水在光滑圆管内稳态层流流动，管径为10mm，管长800mm。
流体在等热流密度或者等壁温条件下被加热，入口速度为uin，入口温度为tin。
如图1所示：
控制方程和边界条件:
质量方程：
动量方程：
能量方程：
其中：
壁面处：
，或者
图1物理模型
27
入口处：
，，
三、数值方法
采用CFD软件Fluent6.2，在控制容积法和SIMPLEC算法的基础上，结合边界条件进行数值求解，帕坦卡对该方法作了详细的描述。
它以控制容积为基础，采用有限容积法将控制方程组离散成差分代数方程组，再利用TDMA迭代法进行求解。
对速度与压力项耦合的问题则采用下述方法进行处理：首先估计一个压力场，将其代入动量方程求解速度场，并求解那些通过源项、流体物性等影响流场的其他物理量（如温度、密度等），同时修正压力值作为新的压力估计值重复上述步骤直到收敛。
四、计算结果与分析
（一）模型验证
由于目前还没有发现关于超临界水层流流动的实验数据；因此，只能和其他文献数值模拟的结果进行对比。
如图1，采用等壁温边界条件，入口为均匀来流。
常物性情况下取入口物性作为整场物性。
变物性情况下物性采用线性插值处理，在拟临界点附近插值较密，以适应剧烈的物性变化。
求解圆管内充分发展层流流动的速度场。
在常物性条件下计算得到的最大速度和平均速度的比值为1.985，阻力系数和Re数（以平均速度和管径计算）的乘积为15.88。
与理论解2.0，16.0较为接近。
变物性条件下的结果与文献[5]对比，总体上吻合较好。
由图2可见，与文献[5]相比，常物性条件下比变物性条件下更为接近，这是因为采用不同的物性数据其差别主要在拟临界点附近。
图3给出了在P=22.5MPa，qw=2500W/m2，Rein=100，Tin=640K的条件下，管内速度场在轴线各个截面径向速度分布的发展变化。
可以看出，径向速度分布曲线与常物性条件下有很大差别。
在x/L=0.1处流体速度u*≈2已经达到常物性充分发展层流流体速度值。
在x/L=0.4处，流体速度已经约为x/L=0.1处的2倍，在出口处(x/L=1)流体速度已经是x/L=0.1处的4倍以上，增长十分迅速。
这说明充分发展的层流流动并没有形成。
同时可以看到壁面处的速度梯度要比常物性大得多。
（二）换热特性分析
定义局部传热系数：
（1）
其中：T b——
—主流温度。
由于边界条件为等热流密度，热量由流体全部吸收转化为其焓升，沿管长方向流体的焓线性增加，所以有：
（2）
其中：S——
—圆管换热面积；
A——
—圆管横截面面积。
求得焓升之后即可得主流焓，即可由物性程序求得主流温度Tb。
图4和图5是P=22.5MPa，qw=2500W/m2，Rein=100，Tin=600K条件下传热系数、壁温以及主流温度沿管长的变化规律。
壁温和主流温度的分布与相同条件下常物性的分布有着很大的不同。
壁温和主流温度沿管长不断增加，但是在x/L＝0.2处，变化趋势发生变化：在该点之后壁温开始迅速上升，而主流温度增长的幅度放缓。
传热系数没有像常物性那样不断降低，而是出现了一次峰值。
在出现峰值的地方，拟临界温度（Tpc＝658K）介于壁温和主流温度之间。
因此可以看出，在超临界水
28
图4传热系数的变化规律
图5壁面温度的变化规律
的流动中，在拟临界温度附近，由于定压比热的急剧增加，很小的温度梯度也会引起传热系数的增加，传热得到了强化。
五、结论
通过对于超临界水冷堆简化后的分析计算，发现由于在拟临界区物性的剧烈变化，超临界水的流动换热特性与常物性下相比有很大的不同。
速度梯度远大于常物性充分发展层流流动。
在入口雷诺数很小的情况下，流体温度在管中有可能经过拟临界温度，在经过拟临界点时，传热系数在此处出现峰值，传热得到了强化。
当入口雷诺数较大时，由于出口处尚未达到拟临界温度，流动与常物性下较为接近。
［参考文献］
［1］IAPWS-IF97,The International Association for the Prop-erties of Water and Steam Release on the IAPWS［S］.In-dustrial Formulation1997for the Thermodynamic Proper-ties of water and Steam.,1997.
［2］W.M.罗森诺.传热学基础手册［M］.齐欣,译.北京：科学出版社,1992.
［3］Igor L Pioro,Hussam F Khartabil,Romney B Duffey.Heat transfer to supercritical fluids flowing in channels-empiri-cal correlations(survey)［J］.Nuclear Engineering and De-sign.2004,230.
［4］帕坦卡.传热与流体流动的数值计算［M］.北京:科学出版社,1984.
［5］徐峰,郭烈锦,白博峰.超临界压力下管内层流流动特性的数值模拟［A］.第六届全国低温与制冷工程大会会议论文集［C］.2003.
Á
Á
!
（上接第31页）
综合以上两项考虑：整个设计寿命40年内使用纳米绝热材料比使用复合硅酸盐绝热材料节省2656万元。
以上仅仅是考虑了节省散热损失的费用，还有由于绝热层厚度变小，将节省保护层材料，将减少绝热层和保护层的重量，以及相应可以减小支吊架的型号，减少绝热工程的施工量和安装费用。
仅仅一条管道即可节省数千万元的热量损失，对于整个电厂来说，节省的热量将更加可观。
六、纳米绝热材料目前的应用情况
目前纳米绝热材料在国外已有了广泛应用，在石油、化工、航空、电力、燃气输送都有很多良好的业绩。
在国内市场的应用尚处于初级阶段，主要
应用于航天等高端市场。
七、结论
通过以上论述，可以看到使用纳米绝热材料从总体上来看是有绝对的经济优势，而且能够减少管道的附加尺寸，减小管道的附加载荷，从而减少管道的支吊架载荷，降低工程的建造成本。
在核电站管道的绝热设计中，建议使用纳米绝热材料。
［参考文献］
［1］火力发电厂保温油漆设计规程DL/T5072-2007［S］.［2］黄文杰,杨光,刘达.中国核电在减缓碳排放中的计算方法［J］.技术经济与管理研究,2010,(1).
29。