王欣欣
工作单位：中科华核电技术研究院有限公司
毕业时间：2009年
科研方向：超临界热工水力
论文题目：圆管内超临界流体数值传热模拟研究
论文摘要：

超临界水堆（SCWR）就是稳态运行在水的临界压力之上的反应堆。由于简化的系统、高的热效率以及接近50年超临界火电站的工业运行经验，因此其被认为是最有前途的第四代反应堆堆型之一。
流体在超临界区的传热计算是超临界水堆安全分析最重要也是最困难的领域之一。超临界流体在拟临界点区域附近物性变化剧烈，导致影响传热特性的因素有很大不确定性，使得传热系数显示奇异特性。在一定的热流密度和质量流速下，超临界流体会出现传热恶化，传热恶化会导致燃料包壳温度大幅度增加，危及燃料的完整性。因此如何准确预测超临界水在传热恶化区的传热系数,确保包壳最高温度在设计限值内非常重要。
本文运用拟两相流模型和计算流体力学CFD研究超临界流体沿垂直单管流动的传热，通过圆管内数值模拟详细流场和传热特性可以更好的理解超临界流体传热。
本文在超临界单相CFD研究中利用RNG k–ε模型进行圆管内数值传热模拟，壁面采用增强型壁面函数法处理，通过CFD数值模拟与实验结果的比较分析，获得超临界流体中运用CFD的经验。通过数值模拟研究在超临界工况下发生传热恶化的机理，分析传热恶化的发生和各种热工参数的关系，找出了壁面附近流体温度超过拟临界温度的厚度与传热恶化的关系。另一方面，本文通过建立超临界拟两相流模型，对超临界水在垂直单管内流动进行热工水力分析，比较13个不同的传热关系式，应用反环状流传热模型，最终获得与实验值拟合较好的传热关系式。通过与现有的单管超临界水的实验数据进行比较，完成了对超临界拟两相流模型的验证。
本文为进一步研究超临界工况下的流体传热工作提供了基础，对工程实践具有指导和借鉴意义，为超临界水堆的安全事故分析提供了理论基础。