CN104407010A - 次临界能源堆冷却剂弯曲单通道流动传热特性实验装置 - Google Patents

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本发明公开了次临界能源堆冷却剂典型弯曲单通道流动传热特性实验装置，包括弯曲的加热单管，加热单管的两端连通有稳定直管，稳定直管连通有螺纹接头，螺纹接头套有螺纹法兰，稳定直管焊接有加电铜排，稳定直管还开有引压孔，其中，加热单管为偏心弯管或同心弯管；偏心弯管内径圆的圆心为 O 1，偏心弯管外径圆的圆心为 O 2， O 1到 O 2的距离大于零， O 1连接 O 2的线段为线段 O 1 O 2，偏心弯管焊接有热电偶，偏心弯管外壁设置有绝热保护结构；同心弯管内径圆的圆心与同心弯管外径圆的圆心重合于点 X1 ，同心弯管的外壁上焊接有多个热电偶，同心弯管外壁设置有绝热保护结构。本发明可为次临界堆冷却剂热工水力设计的可行性研究提供实验支撑。

Description

次临界能源堆冷却剂弯曲单通道流动传热特性实验装置
技术领域
本发明涉及新型核反应堆冷却剂弯曲单通道流动传热特性实验装置，具体的是一种模拟混合堆次临界能源包层冷却剂典型弯曲单通道流动传热特性的实验装置。属于聚变驱动裂变反应堆新型能源开发领域，具体来说属于热工水力设计验证和热工安全准则制定所必需开展的实验技术领域。
背景技术
日本福岛核事故后，裂变反应堆的安全性遭到质疑；加之废料处理困难、燃料储量有限及防核扩散等问题，裂变核反应堆难以满足人类长久的能源需求。以目前的技术条件，纯氘氚聚变商用核能短期内难以实现，在此背景下，聚变-裂变混合能源***有望成为实现裂变核能长期可持续发展和纯聚变核能提前利用的有效途径。
我国依托国际热核聚变实验堆计划项目(ITER)，提出采用聚变中子源(ITER装置)驱动次临界能源包层和氚增殖包层以实现能量输出和氚自持的新型核反应堆。ITER驱动的次临界能源堆是一个快-热耦合的***，具有包层空间狭小、几何结构复杂、径向功率梯度大等特点。ITER驱动的次临界能源包层概念设计中，采用模块化燃料包层代替原来的包层，并将其沿环向分割成32个子模块；采用嵌入子模块内部的并联圆管作为主冷却剂通道，每个子模块从等离子体侧向外共设置六层冷却剂管道。为适应ITER装置“D形”等离子体截面，次临界堆外包层冷却剂通道为长弯管；内包层冷却剂通道中部为直管，两端为弯管。现有物理设计表明，ITER装置驱动的次临界能源包层径向功率梯度大（峰值因子1.33），相应的冷却剂管道周向热流密度呈非均匀分布。为适应ITER装置特殊的几何形状，大量冷却剂管道为长弯管，且曲率半径变化范围较大。因此，主冷却剂通道的设计和布置不可直接采用普通压水堆热工安全准则。通过实验研究建立新的次临界堆热工安全准则，是次临界能源堆实现工程应用的必经之路。
模拟次临界能源堆燃料包层典型弯曲单通道冷却剂流动传热特性的实验装置应能反映其原型最具代表的弯曲结构，且能实现全周向非均匀加热。目前弯管内流动和传热特性研究主要针对特定弯曲角度或曲率半径，尚无专门针对ITER装置驱动的次临界能源堆冷却剂典型弯管内流动和传热特性相关研究。周向非均匀加热管内流动传热特性研究主要采用半圆周均匀加热半圆周绝热的直管，主要研究对象为太阳能吸热管和锅炉传热管。现有装置无法模拟ITER装置驱动的次临界包层冷却剂弯曲通道周向非均匀加热条件下流动和传热特性，需重新设计实验装置，为次临界能源堆热工设计和相关准则的建立提供实验支撑。
发明内容
本发明的目的是提供次临界能源堆冷却剂弯曲单通道流动传热特性实验装置，设计的实验装置可用于弯曲单通道全周向非均匀加热条件下流动传热特性实验研究和弯曲单通道周向均匀加热条件下流动传热特性实验研究，使得二者的研究数据具备对比分析条件，从而检验次临界堆燃料包层热工水力设计的合理性，进而制定相应的次临界堆热工安全准则，为ITER装置驱动的次临界能源堆燃料包层冷却***的设计提供参考。
本发明的实现方案如下：次临界能源堆冷却剂弯曲单通道流动传热特性实验装置，包括弯曲的加热单管，加热单管的两端连通有稳定直管，稳定直管远离加热单管的一端连通有螺纹接头，螺纹接头的外径面套有螺纹法兰，稳定直管外壁焊接有加电铜排，稳定直管还开有连通到稳定直管内部的引压孔，其中，加热单管为偏心弯管或同心弯管；偏心弯管内径圆的圆心为O 1，偏心弯管外径圆的圆心为O 2，O 1到O 2的距离大于零，O 1连接O 2的线段为线段O 1 O 2，偏心弯管的外壁上焊接有多个热电偶，热电偶与偏心弯管的连接焊接点以线段O 1 O 2为对称轴进行对称分布，偏心弯管外壁设置有绝热保护结构；同心弯管内径圆的圆心与同心弯管外径圆的圆心重合于点X1，同心弯管的外壁上焊接有多个热电偶，同心弯管外壁设置有绝热保护结构。
设计的上述装置可用于弯曲单通道全周向非均匀或均匀加热条件下流动传热特性实验研究，以检验次临界堆燃料包层热工水力设计的合理性，进而制定相应的次临界堆热工安全准则，为ITER装置驱动的次临界能源堆燃料包层冷却***的设计提供参考。
加热单管的一端为端A，加热单管的另一端为端B，连接端A的稳定直管为第一稳定直管，连接端B的稳定直管为第二稳定直管，第一稳定直管上的铜排为第一加电铜排，第二稳定直管上的铜排为第二加电铜排，第一加电铜排与第二加电铜排垂直。第二稳定直管的轴线与第一稳定直管的轴线垂直。
所述偏心弯管和同心弯管都为不锈钢钢管。
引压孔通过引压管连通到压差变送器。
螺纹接头与稳定直管通过氩弧焊连接。
稳定直管与发热单管为一整体，由均匀或非均匀壁厚直管弯曲获得。发热单管轴线的曲线方程与ITER驱动次临界能源堆内包层冷却剂管道出口附近曲线保持一致。
螺纹法兰与热工水力实验回路连通，偏心弯管和同心弯管的内径圆直径与次临界堆冷却剂通道内径保持一致。
偏心弯管和同心弯管的内径圆直径为16 mm。
加电铜排通过银钎焊与稳定直管焊接。
基于上述结构，本发明的目标是这样实现的：偏心弯管和同心弯管分别通过偏心直管和同心直管参照典型的ITER包层曲线方程弯曲获得，以模拟次临界能源堆包层冷却剂通道典型的弯曲几何结构，偏心直管采用高精度深孔钻加工。加热电流通过加电铜排和稳定直管传导给加热单管，获得壁厚不均匀的偏心弯管周向非均匀发热功率或壁厚均匀的同心弯管周向均匀发热功率；加热单管外壁做绝热结构，释热量主要经内壁通过冷却剂导出，以模拟次临界能源堆燃料包层冷却剂管道周向不均匀热流密度，及获得周向均匀热流密度下流动传热基本实验数据。
设计的均匀壁厚的同心弯管可模拟次临界能源堆冷却剂通道典型弯曲几何结构效应，并作为非均匀壁厚偏心弯管流动传热特性研究的基准，在使用本发明时，先将同心弯管实验本体安装于热工水力实验回路，在设定的内部流动条件下启动加热电源，使得同心弯管受热，此时通过压差变送器及热电偶检测数据，此时的数据为基准数据，然后更换偏心弯管实验本体，在设定的内部流动条件下启动加热电源，使得偏心弯管受热，即可获得周向非均匀热流密度，此时通过压差变送器及热电偶检测数据，并对比均匀弯管实验数据，分析得出偏心弯管和同心弯管内流动传热特性的异同。从而基于实验制定相应的次临界堆热工安全准则，为ITER装置驱动的次临界混合堆燃料包层冷却***的设计提供参考。
按照本发明提供的偏心弯管横截面，主要用于模拟次临界堆冷却剂通道热流密度周向非均匀分布特性。其中，偏心弯管内圆直径与次临界堆冷却剂通道内径保持一致，外圆直径φ 2及偏心距O 1 O 2由结构强度需求及热流密度确定。偏心弯管的外径壁上焊接有多个热电偶，热电偶与偏心弯管的连接焊接点以线段O 1 O 2为对称轴进行对称分布，以获得周向局部壁温分布。
所述的偏心弯管采偏心直管弯制获得，偏心直管采用高精度深孔钻加工获得，偏心弯管内径φ 1=16 mm；通过加电铜排采用直流电加热，利用偏心弯管周向厚度不同从而获得周向不均匀加热功率。通道外壁面做绝热处理，即在偏心弯管外壁设置有绝热保护结构，从而获得通道内壁面周向不均匀热流密度。沿程阻力通过引压管结合压差变送器测得，即偏心弯管连接的引压管连接有压差变送器，通过引压管测量流动方向的压降。同理，同心弯管内径φ 1=16 mm；通过加电铜排采用直流电加热，利用同心弯管周向厚度相同从而获得周向均匀加热功率。通道外壁面做绝热处理，即在同心弯管外壁设置有绝热保护结构，从而获得通道内壁面周向均匀热流密度。沿程阻力通过引压管结合压差变送器测得，即同心弯管连接的引压管连接有压差变送器，通过引压管测量流动方向的压降。
本发明的有益效果：利用本实验装置开展典型弯曲结构下均匀和非均匀弯管内单相流动及传热特性实验，以模拟次临界堆燃料包层冷却剂通道典型的弯曲几何结构和特殊的流动传热边界条件。目前本实验装置正在开展次临界能源包层模块式燃料部件热工安全行为实验研究，为次临界堆热工水力设计的可行性研究提供实验支撑。
附图说明
图1为本发明的结构示意图。
图2为偏心弯管的横截面示意图。
图3为同心弯管的横截面示意图。
图中的附图标识分别表示为：21、螺纹法兰；22、螺纹接头；23、稳定直管；24、引压孔；25、加电铜排；26、加热单管；27、银钎焊。
具体实施方式
实施例一
如图1至图3所示。
本发明基于ITER驱动的次临界混合堆燃料包层曲线方程，从热工安全研究的需求出发，选择内包层出口附近弯曲度最大、含汽率最高的弯曲通道作为典型的弯曲几何特性。本发明利用直流电加热周向壁厚不等的偏心弯管实现周向非均匀加热，以模拟次临界堆冷却剂通道热流密度周向非均匀分布特性。流道内径与次临界堆冷却剂通道内径保持一致(φ=16 mm)，偏心弯管外圆直径及偏心距由结构强度需求及热流密度分布需求确定。偏心弯管基于偏心直管填充弯制获得，偏心弯管的弯曲几何结构和同心弯管的弯曲几何结构相同。
次临界能源堆冷却剂弯曲单通道流动传热特性实验装置，包括弯曲的加热单管26，加热单管26的两端连通有稳定直管23，稳定直管23远离加热单管26的一端连通有螺纹接头22，螺纹接头22的外径面套有螺纹法兰21，稳定直管外壁焊接有加电铜排25，稳定直管还开有连通到稳定直管内部的引压孔24，稳定直管与加热单管连为一体，由均匀或非均匀直管弯制获得，其中，加热单管26为偏心弯管或同心弯管；偏心弯管内径圆的圆心为O 1，偏心弯管外径圆的圆心为O 2，O 1到O 2的距离大于零，O 1连接O 2的线段为线段O 1 O 2，偏心弯管的外壁上焊接有多个热电偶，热电偶与偏心弯管的连接焊接点以线段O 1 O 2为对称轴进行对称分布，偏心弯管25外壁设置有绝热保护结构；同心弯管内径圆的圆心与同心弯管外径圆的圆心重合于点X1，同心弯管的外壁上焊接有多个热电偶，同心弯管外壁设置有绝热保护结构。
设计的上述装置可用于弯曲单通道全周向非均匀或均匀加热条件下流动传热特性实验研究，以检验次临界堆燃料包层热工水力设计的合理性，进而制定相应的次临界堆热工安全准则，为ITER装置驱动的次临界混合能源堆燃料包层冷却***的设计提供参考。
加热单管26的一端为端A，加热单管26的另一端为端B，连接端A的稳定直管为第一稳定直管，连接端B的稳定直管为第二稳定直管，第一稳定直管上的铜排为第一加电铜排，第二稳定直管上的铜排为第二加电铜排，第一加电铜排与第二加电铜排垂直。第二稳定直管的轴线与第一稳定直管的轴线垂直。
所述偏心弯管和同心弯管都为不锈钢钢管。
引压孔24通过引压管连通到压差变送器。
螺纹接头22与稳定直管23通过氩弧焊连接。
螺纹法兰21与热工水力实验回路连通，偏心弯管和同心弯管的内径圆直径与次临界堆冷却剂通道内径保持一致。
偏心弯管和同心弯管的内径圆直径为16 mm。
加电铜排25通过银钎焊27与稳定直管焊接。
稳定直管与发热单管连为一体，由均匀或非均匀壁厚直管弯曲获得。发热单管轴线的曲线方程与ITER驱动次临界能源堆内包层冷却剂管道出口附近曲线保持一致。
基于上述结构，本发明的目标是这样实现的：偏心弯管和同心弯管分别通过偏心直管和同心直管参照典型的ITER驱动次临界混合堆燃料包层曲线弯制获得，以模拟次临界能源堆包层冷却剂通道典型的弯曲几何结构，偏心直管采用高精度深孔钻加工。加热电流通过加电铜排和稳定直管传导给加热单管，获得壁厚不均匀的偏心弯管周向非均匀发热功率或壁厚均匀的同心弯管周向均匀发热功率；加热单管外壁做绝热结构，释热量主要经内壁通过冷却剂导出，以模拟次临界能源燃料包层冷却剂管道周向不均匀热流密度，及获得周向均匀热流密度下流动传热基本实验数据。
设计的均匀壁厚的同心弯管可模拟次临界能源堆冷却剂通道典型弯曲几何结构效应，并作为非均匀壁厚偏心弯管流动传热特性研究的基准，在使用本发明时，先将同心弯管实验本体安装于热工水力实验回路，启动加热电流，使得同心弯管受热，此时通过压差变送器和热电偶检测数据，此时的数据为基准数据，然后更换偏心弯管实验本体，启动加热电源，使得同心弯管受热，即可获得周向非均匀热流密度，此时通过压差变送器和热电偶检测数据，对比偏心弯管和同心弯管实验数据，分析得出同心弯管和偏心弯管内流动传热特性的异同。从而基于实验制定相应的次临界堆热工安全准则，为ITER装置驱动的次临界混合堆燃料包层冷却***的设计提供参考。
按照本发明提供的偏心弯管横截面，主要用于模拟次临界堆冷却剂通道热流密度周向非均匀分布特性。其中，偏心弯管内圆直径与次临界堆冷却剂通道内径保持一致，外圆直径φ 2及偏心距O 1 O 2由结构强度需求及热流密度确定。偏心弯管的外径壁上焊接有多个热电偶，热电偶与偏心弯管的连接焊接点以线段O 1 O 2为对称轴进行对称分布，以获得周向局部壁温分布。
所述的偏心弯管由偏心直管弯制获得，偏心直管采用高精度深孔钻加工获得，偏心弯管内径φ 1=16 mm；通过加电铜排采用直流电加热，利用偏心弯管周向厚度不同从而获得周向不均匀加热功率。通道外壁面做绝热处理，即在偏心弯管外壁设置有绝热保护结构，从而获得通道内壁面周向不均匀热流密度。沿程阻力通过引压管结合压差变送器测得，即偏心弯管连接的引压管连接有压差变送器，通过引压管测量流动方向的压降。同理，同心弯管内径φ 1=16 mm；通过加电铜排采用直流电加热，利用同心弯管周向厚度相同从而获得周向均匀加热功率。通道外壁面做绝热处理，即在同心弯管外壁设置有绝热保护结构，从而获得通道内壁面周向均匀热流密度。沿程阻力通过引压管结合压差变送器测得，即同心弯管连接的引压管连接有压差变送器，通过引压管测量流动方向的压降。
按照图1所示，上述结构的实验操作过程为：按照上述结构组装好两组实验装置，第一组实验装置包括连接到热工水力实验装置的螺纹法兰21、螺纹接头、稳定直管、引压孔、加电铜排和同心弯管。将引压孔连通到压差变送器上，安装好热电偶到同心弯管外壁上，启动加热电源，由于同心弯管的壁厚为均匀状态，在外壁绝热保护结构的作用下，可以获得周向均匀热流密度，此时通过记录热电偶的数值，同时记录压差变送器的数值，可以综合分析出全周向均匀加热条件下单相流动及传热特性，从而达到模拟次临界堆燃料包层冷却剂在典型弯曲流道均匀加热条件下的热工水力特性。然后进行第二组实验装置的实验，第二组实验装置包括连接到热工水力实验装置的螺纹法兰21、螺纹接头、稳定直管、引压孔、加电铜排和偏心弯管。将引压孔连通到压差变送器上，安装好热电偶到偏心弯管外壁上，启动加热电源，由于偏心弯管的壁厚为非均匀状态，在外壁绝热保护结构的作用下，可以获得周向非均匀热流密度，此时通过记录热电偶的数值，同时记录压差变送器的数值，可以综合分析出全周向非均匀加热条件下单相流动及传热特性，从而达到模拟次临界堆燃料包层冷却剂在典型弯曲流道周向非均匀加热条件下的热工水力特性。分析上述两组实验的区别，以检验次临界堆燃料包层热工水力设计的合理性，进而制定相应的次临界堆热工安全准则，为ITER装置驱动的次临界混合堆燃料包层冷却***的设计提供参考。
如上所述，则能很好的实现本发明。

Claims (9)

1.次临界能源堆冷却剂弯曲单通道流动传热特性实验装置，其特征在于：包括弯曲的加热单管（26），加热单管（26）的两端连通有稳定直管（23），稳定直管（23）远离加热单管（26）的一端连通有螺纹接头（22），螺纹接头（22）的外径面套有螺纹法兰（21），稳定直管外壁焊接有加电铜排（25），稳定直管还开有连通到稳定直管内部的引压孔（24），其中，加热单管（26）为偏心弯管或同心弯管；偏心弯管内径圆的圆心为O 1，偏心弯管外径圆的圆心为O 2，O 1到O 2的距离大于零，O 1连接O 2的线段为线段O 1 O 2，偏心弯管的外壁上焊接有多个热电偶，偏心弯管外壁设置有绝热保护结构；同心弯管内径圆的圆心与同心弯管外径圆的圆心重合于点X1，同心弯管的外壁上焊接有多个热电偶，同心弯管外壁设置有绝热保护结构。
2.根据权利要求1所述的次临界能源堆冷却剂弯曲单通道流动传热特性实验装置，其特征在于：加热单管（26）的一端为端A，加热单管（26）的另一端为端B，连接端A的稳定直管为第一稳定直管，连接端B的稳定直管为第二稳定直管，第一稳定直管与第二稳定直管轴线垂直，第一稳定直管上的铜排为第一加电铜排，第二稳定直管上的铜排为第二加电铜排，第一加电铜排与第二加电铜排垂直。
3.根据权利要求1所述的次临界能源堆冷却剂弯曲单通道流动传热特性实验装置，其特征在于：所述偏心弯管和同心弯管都为不锈钢钢管。
4.根据权利要求1所述的次临界能源堆冷却剂弯曲单通道流动传热特性实验装置，其特征在于：稳定直管与加热单管为一整体，由同心直管或偏心直管弯制获得。
5.根据权利要求1所述的次临界能源堆冷却剂弯曲单通道流动传热特性实验装置，其特征在于：螺纹接头（22）与稳定直管（23）通过氩弧焊连接。
6.根据权利要求1所述的次临界能源堆冷却剂弯曲单通道流动传热特性实验装置，其特征在于：通过螺纹法兰（21）与热工水力实验回路连通，偏心弯管和同心弯管的内径圆直径与次临界堆冷却剂通道内径保持一致。
7.根据权利要求1所述的次临界能源堆冷却剂弯曲单通道流动传热特性实验装置，其特征在于：偏心弯管和同心弯管的内径圆直径为16 mm。
8.根据权利要求1所述的次临界能源堆冷却剂弯曲单通道流动传热特性实验装置，其特征在于：加电铜排（25）通过银钎焊（27）与稳定直管焊接。
9.根据权利要求1-8中任意一项所述的次临界能源堆冷却剂弯曲单通道流动传热特性实验装置，其特征在于：热电偶与偏心弯管的连接焊接点以线段O 1 O 2为对称轴进行对称分布。
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Cited By (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN109004779A (zh) * 2017-06-06 2018-12-14 三菱日立电力***株式会社 旋转电机定子的中空金属部件、旋转电机、中空金属部件的制造方法
CN110763818A (zh) * 2019-11-20 2020-02-07 苏州热工研究院有限公司 换热器用空间螺旋弯管的检验方法
CN111157221A (zh) * 2019-12-27 2020-05-15 西北核技术研究院 一种低压临界热流密度实验***及实验方法
CN111659752A (zh) * 2020-06-12 2020-09-15 江苏新恒基特种装备股份有限公司 一种等壁厚弯管的成形方法及偏心管

Citations (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US5348394A (en) * 1992-06-22 1994-09-20 Snow Brand Milk Products Co., Ltd. Method and apparatus for measuring fluid thermal conductivity
CN101498677A (zh) * 2008-02-01 2009-08-05 富准精密工业(深圳)有限公司 热管性能检测装置
CN102890100A (zh) * 2012-10-10 2013-01-23 西安交通大学 液态金属钠沸腾两相流动换热特性实验装置
CN103280143A (zh) * 2013-04-10 2013-09-04 西安交通大学 一种基于聚变裂变混合堆水冷包层的实验段及其实验方法

Patent Citations (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US5348394A (en) * 1992-06-22 1994-09-20 Snow Brand Milk Products Co., Ltd. Method and apparatus for measuring fluid thermal conductivity
CN101498677A (zh) * 2008-02-01 2009-08-05 富准精密工业(深圳)有限公司 热管性能检测装置
CN102890100A (zh) * 2012-10-10 2013-01-23 西安交通大学 液态金属钠沸腾两相流动换热特性实验装置
CN103280143A (zh) * 2013-04-10 2013-09-04 西安交通大学 一种基于聚变裂变混合堆水冷包层的实验段及其实验方法

Non-Patent Citations (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Title
MARCO PIZZARELLI ET AL.: "Analysis of Curved-Cooling-Channel Flow and Heat Transfer in Rocket Engines", 《JOURNAL OF PROPULSION AND POWER》 *
王培伦等: "弯管强化相变储热传热特性的模拟", 《储能科学与技术》 *
顾汉洋等: "三角形子通道超临界水热工水力特性数值分析", 《核动力工程》 *
龚斌等: "90°圆形截面弯管内流动的大涡模拟", 《过程工程学报》 *

Cited By (6)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN109004779A (zh) * 2017-06-06 2018-12-14 三菱日立电力***株式会社 旋转电机定子的中空金属部件、旋转电机、中空金属部件的制造方法
CN109004779B (zh) * 2017-06-06 2021-07-16 三菱动力株式会社 旋转电机定子的中空金属部件、旋转电机、中空金属部件的制造方法
CN110763818A (zh) * 2019-11-20 2020-02-07 苏州热工研究院有限公司 换热器用空间螺旋弯管的检验方法
CN111157221A (zh) * 2019-12-27 2020-05-15 西北核技术研究院 一种低压临界热流密度实验***及实验方法
CN111157221B (zh) * 2019-12-27 2021-08-31 西北核技术研究院 一种低压临界热流密度实验***及实验方法
CN111659752A (zh) * 2020-06-12 2020-09-15 江苏新恒基特种装备股份有限公司 一种等壁厚弯管的成形方法及偏心管

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