文档介绍：第 31 卷第 5 期核动力工程 .
2 0 1 0 年10 月 Nuclear Power Engineering Oct. 2 0 1 0

文章编号:0258-0926(2010)05-0072-04

超临界压力 CO2 在垂直管内对流
换热准则关联式

李志辉 1,2,姜培学 2

(1. 国家核电技术研发中心,北京,100190;2. 清华大学热科学与动力工程系教育部重点实验室,北京,100084)

摘要:对垂直圆管(d=2 mm)内的超临界压力 CO2,在压力为 ~ MPa、进口温度为 25~40℃、进
口雷诺数 Re 为 3×103~2×104,向上流动和向下流动时的对流换热实验研究结果进行了分析。在无浮升力影
响和浮升力影响较大两种情况下,将实验结果与已有的准则关联式进行了比较,发现两者偏差较大。因此,
在基于实验结果的基础上,提出了新的预测超临界流体换热的准则关联式。
关键词:超临界压力;对流换热;浮升力;关联式
中图分类号: TK124 文献标识码: A

1 引言回到储液罐,完成一次闭式循环。实验要测量的
目前,对超临界压水反应堆的开发已成为当物理量有管壁面温度、进出口流体温度、质量流
今国内外研究的热点。精确计算超临界压力流体量、进口压力和进出口压差,分别由相应的仪表
的对流换热系数,对改善堆芯结构及安全分析具进行测量。实验段的加热长度为 290 mm,是内径
有重要的意义。早期的学者对超临界流体在管内的 145 倍。进出口处均有 105 mm 的绝热稳定段,
的换热特性进行了大量的实验研究,提出了许多为内径的倍。实验压力为 ~ MPa,实
经验关联式来预测超临界流体的换热特性[1~5],这验段进口温度为 25~40℃,雷诺数(Re)为
些关联式在换热恶化和换热强化区域之外与实验 3×103~2×104,流动包括向上流动和向下流动。
数据符合较好,但并不能适用所有的工况。
Protopopov、Jackson 等人在经验关联式中考虑了 3 实验结果与准则关联式
浮升力的影响,但都是基于常规管径的实验基础浮升力和热加速的判别准则
上的[3,4],对细小管道内的对流换热研究还不多, (1)Protopopov 提出用 K*数来表征浮升力对
对浮升力和热加速的影响规律还需要开展深入系换热的影响[3]:
统的研究。⎛ρ⎞⎛ Gr ⎞(1)
K ∗= ⎜1− w ⎟
本文对超临界压力下 CO2 mm, ⎜⎟⎜ 2 ⎟
⎝ρb ⎠⎝ Re ⎠
内径φ2 mm、长为 500 mm 的冷拉不锈钢垂直圆
式中, K ∗为热加速参数;Pr 为普朗特数;Gr 为
管内的换热特性进行了实验研究,并与已有的关
格拉晓夫数;ρw 为以壁面温度为定性温度的流体
联式进行分析比较,并予以修正,拟合出新的准 3
密度,kg/m ; ρb 为以流体温度为定性温度的流
则关联式。 3
体密度,kg/m 。
2 实验研究条件当 K ∗> 时,浮升力的影响不可忽略。
[4] *
实验系统原理及处理方法见文献[