توضیحات
ABSTRACT
Recent studies on heat transfer to super-critical water (SCW) in tubes, annuli and rod bundles have been reviewed in support of the development of supercritical water-cooled reactors. Experimental investigations are primarily focused on the heat transfer deterioration (HTD) to examine its general behavior, transition boundary and physical mechanisms. Large amount of experimental data were obtained from the experiments supplementing the extensive database previously compiled for fossil fuel-fired power plants. Prediction methods for heat-transfer coefficient were developed from various databases. These methods provide reasonable predictions at normal and enhanced heat-transfer regions, but fail to capture HTD. The upstream effects have not been considered in the prediction methods and may have an impact on local heat transfer, particularly in a channel with a non-uniform axial power profile or with flow/pressure transients. Most numerical studies evaluated the applicability of turbulence models to SCW using the computational fluid dynamics tools. Significant challenges remain in establishing the reliability of the turbulence models and the modeling of buoyancy and turbulent heat flux. Direct numerical simulation and large eddy simulation have been applied in understanding the HTD phenomena. These studies are limited to simple channels over a short axial distance at relatively low Reynolds numbers.
INTRODUCTION
Supercritical pressure fossil fuel-fired power plants with water as coolant have been widely adopted to improve the thermal efficiency (currently about 48%) . The use of supercritical pressure water (SCW) in nuclear power plants was explored in the 1960s. Since 2000, there is a renewed interest in developing the Super-Critical Water-cooled Reactor (SCWR) to improve the economic, safety, proliferation resistance and sustainability of the current generation of nuclear systems for commercialized by 2030 . Several conceptual designs have been developed, including the Super-Critical Light-Water Reactor (SCLWR) and the Super- Critical Fast Reactor (SCFR) of Japan, High Performance Light-Water Reactor (HPLWR) of Europe , Canadian SCWR of Canada and Super-Critical Pressure Vodo-Vodyanoi Energetichesky Reactor (VVER-SKD) of Russia.
چکیده
مطالعات اخیر در مورد انتقال حرارت به آب فوق بحرانی (SCW) در لوله ها، حلقه ها و بسته های میله ای برای حمایت از توسعه راکتورهای آب خنک کننده فوق بحرانی مورد بررسی قرار گرفته است. تحقیقات تجربی عمدتا بر تخريب انتقال گرما (HTD) متمرکز شده است تا رفتار کلی آن، مکانیزم انتقال و مکانیسم های فیزیکی را بررسی کند. مقدار زیادی داده تجربی از آزمایشات تکمیل پایگاه داده گسترده ای که قبلا برای نیروگاه های با سوخت فسیلی جمع آوری شده بود بدست آمد. روش های پیش بینی برای ضریب انتقال حرارت از پایگاه داده های مختلف تهیه شده است. این روش پیش بینی های معقول را در مناطق انتقال حرارت طبیعی و افزایش یافته فراهم می کند، اما قادر به ضبط HTD نیست. اثرات بالادست در روش های پیش بینی شده مورد توجه قرار نگرفته اند و ممکن است در انتقال حرارت محلی، به ویژه در یک کانال با یک پروفایل قدرت قدرت یکنواخت یا با گذرهای جریان / فشار، تاثیر داشته باشد. بیشتر مطالعات عددی، کاربرد مدل های آشفتگی را به SCW با استفاده از ابزار دینامیکی سیالات محاسباتی ارزیابی کردند. چالش های مهمی در ایجاد قابلیت اطمینان مدل های آشفتگی و مدل سازی شناوری و شار گرمای آشفته وجود دارد. شبیه سازی عددی مستقیم و شبیه سازی گردابی بزرگ در فهم پدیده های HTD کاربرد دارند. این مطالعات به کانال های ساده محدود می شود در فاصله ای کوتاه از فاصله رینولدز نسبتا کم.
مقدمه
فشارهای فوق بحرانی نیروگاه های با سوخت فسیلی با آب به عنوان خنک کننده به طور گسترده ای برای بهبود کارایی حرارتی (در حال حاضر حدود 48 درصد) به کار گرفته شده است. استفاده از آب فشار فوق بحرانی (SCW) در نیروگاه های هسته ای در دهه 1960 مورد بررسی قرار گرفت. از سال 2000، علاقه ای تازه به توسعه راکتور با رطوبت خنک کننده فوق بحرانی (SCWR) برای بهبود مقاومت اقتصادی، ایمنی، تکثیر و پایداری نسل فعلی سیستم های هسته ای برای تجارتی تا سال 2030 وجود دارد. چندین طرح مفهومی توسعه یافته اند، از جمله راکتور آب فوق العاده بحرانی (SCLWR) و راکتور سریع فوق العاده بحرانی (SCFR) ژاپن، راکتور آب بالا عملکرد (HPLWR) اروپا، کانادا SCWR کانادا و سوپر فشار فشاری Vodo-Vodyanoi Energetichesky راکتور (VVER-SKD) روسیه است.
Year: 2019
Publisher : ELSEVIER
By : Han Wang, Laurence K.H. Leung, Weishu Wang, Qincheng Bi
File Information: English Language/ 19 Page / size: 2.38 MB
سال : 1398
ناشر : ELSEVIER
کاری از : هان وانگ، لورنس K.H. لئونگ، Weishu وانگ، Qincheng بی
اطلاعات فایل : زبان انگلیسی / 19 صفحه / حجم : MB 2.38
نقد و بررسیها
هنوز بررسیای ثبت نشده است.