两相流动概述

第一课两相流动概述尚智上海交通大学核工系一、概述气固两相流动气体与固体颗粒一起流动，如锅炉内部的空气、煤粉的流动；烟囱煤烟在空气中的扩散固液两相流动固体颗粒在液体内部的流动，如泥浆的流动气液两相流动气体在液体中的流动过程，是本门课程主要讲述的内容，如管道内部的气泡在液体中的流动气液（汽液）两相流动的应用气液两相流动与传热广泛应用于热能动力工程、核能工程、石油化工、低温工程、航天以及制冷、食品、冶金等工业的基本物理过程。然而，气液两相流动由于两相的共存且相界面形状不规则与变形等复杂性因素，对于气液两相流动的理解还远不充分，深入的研究尚有很长的路要走。电站锅炉的气液两流动气液两相流动在电站锅炉中，主要发生在炉膛内水冷壁内管道的水蒸发过程，以及屏式过热器、减温器等部件内。核电站汽液两相流动核电站汽液两相流动会发生在堆芯、二回路及冷凝器中二、汽液两相流动的基本研究方法(1)经验关系式法：根据实验数据建立经验关系式时工程两相流体动力学中最常用的方法。经验关系式应用方便，但并不揭示问题的物理本质。虽然如此，由于两相流动的复杂性及该学科的发展现状，目前许多工程应用还必须求助于经验关系式。(2)简单模型分析法：这是一种常用的工程模型分析法，它并不细致分析流动特性，而是选择关键特征并引入物理假定来建立供分析用的模型。气液两相流中常用的均相模型、分相模型以及适用于特定流型的一些分析法等都属于此类方法。(3)微分分析法：建立由质量、动量、能量方程组、边界条件以及结构方程构成合适的闭合两相流动基本场微分方程组，由此解出两相参数分布。两流体模型便是一例。此种方法在绝大多数情况下计算十分复杂，目前尚不能在实际设计中广泛运用。但可以用这种方法研究如何改善工程基本特性和分析变化趋势。例如，用于反应堆事故分析、两相流动稳定性定性分析等。(4)普适现象分析法：所谓普适现象是指与流型、分析模型及具体系统无特殊联系的一些普遍物理现象。据此建立的分析方法便称为普适现象分析法。例如，运用波动原理、极值原理等求解所研究的物理问题，流动不稳定性分析便是一个具体实例。计算流体力学（CFD）研究方法此方法是近些年来刚刚兴起的一种流体力学数值研究方法，它是用计算机对已有的流体力学守恒微分方程进行编程离散求解，通过解得的离散解来模拟这个流体流场的流动与传热情况，得到满足实际工程需要的结果。三、课外新知识（CFD）了解CFD的英文全称是ComputationalFluidDynamics，中文：计算流体动力学或计算流体力学。CFD求解问题的基本思想如下：传热问题固体的传热—导热流体的传热—对流与导热热辐射数学物理模型能量守恒方程质量守恒方程固体可以认为是流体的特例（v=0）辐射可以作为是能量方程的特殊源项无法直接求解微分方程流动问题流体（气体、液体、固体颗粒）伴随着传热数学物理模型Navier-Stokes方程能量守恒方程质量守恒方程无法解析求解微分方程能量守恒方程质量守恒方程动量守恒方程求解过程CFD技术涉及的知识流体力学（包括湍流、可压缩、不可压缩、气体动力学、两相流、分子流动模型等）传热学计算方法计算机图像处理等CFD的主要环节建立数学物理模型数值算法求解网格划分技术结果可视化CFD的过程示意用CFD计算的一些结果展示四、核反应堆的发展1.第一代核电站第一代反应堆开发受核燃料循环制约的影响，上世纪50-60年代，还没有掌握铀浓缩工业技术，反应堆运行只能使用天然铀，以石墨或重水为慢化剂。从开发更大功率动力堆的角度来看，这些反应堆具有一定的优点（热工水力效率高、可优化利用堆芯内的铀等），但也有许多技术上的问题（造价高、难于提高更大功率反应堆的安全性等），相比之下，不如水堆（压水堆、沸水堆）的经济性能好。2.第二代核电站目前，世界各国在运行的核电站基本都属于第二代反应堆技术。第二代反应堆的诞生有其必然性：一方面，核能在70年代提高了竞争力；另一方面，一些国家意识到化石能源市场的紧张局势，希望通过发展核能，减少对能源进口的依赖性。最近二十年，商业运行经验反馈提高了核能的经济和环保性能，与化石燃料发电电价比较，核电电价具有很强的竞争性，废气、废液排放远低于国家的排放标准。目前，全球已经积累了10000堆年的运行经验，完全可以证明核电技术进入了成熟阶段。目前法国共有19个核电站，58个核电反应堆。这些第二代核电站大多建于上世纪八十年代，他们淘汰了五六十年代的第一代核反应堆技术。其中位于上莱茵省的菲森恩核电站最早于1977年并网发电。3.第三代核电站第三代反应堆的特性比较符合形势的发展，尽管在运行机组的安全性已经很高，但其研发工作仍以提高安全性为重点，同时还保持了最好的经济性能。设计特点:第三代反应堆一方面提高了安全冗余系统的性能，以减少事故发生的概率；另一方面，设计了事故状态下非能动安全保护系统。此外，在设计方面采取了必要的措施，主要是在压力壳下部设一个堆芯熔化物收集装置，限制反应堆熔堆事故造成的后果。核安全是第三代反应堆设计的核心问题。为提高反应堆的安全性能，主要从以下四个方面开展工作：——尽量降低放射性的剂量率；——设计相应的系统，将事故状态恢复到安全状态；——降低熔堆概率：一方面降低初始事件的发生概率，另一方面提高安全系统的可靠性。——严重事故状态下，通过加强安全壳的安全性（采用堆芯熔化物收集装置、氢气复合器、安全壳采用双层钢衬里等），将影响限制在场区内。第三代核电站的现状第三代国际上刚开发出来，还没正式建造，它从理论上、设计上、道理上讲的确是更安全，但是也还要经过一定的运行时间，用实践来证明它是好的。目前世界上的核电技术已经发展到了第三代。第二代成熟的核电技术法国、美国、加拿大、俄罗斯等国家都已经掌握了，而第三代核电技术只有美国、法国掌握。目前法国正在着手研究建设第三代核电站；美国也在联合其它核电先进技术的国家进行第四代核电站的研究论证工作。国内核电的现状和发展趋势现在基本上专家和领导意见接近一致，就是先少量的还建几套二代的（核电站），与此同时有直接和国外合作建第三代的，以后，再系列地成批发展第三代的。4.第四代核电站只是设立国际第四代核能系统论坛。目前，参与论坛的共有包括阿根廷、巴西、加拿大、法国、日本、韩国、南非、瑞士、英国和美国等十个会员国。论坛的基本原则是：承认核能在可持续发展背景下具有满足全球能源日益增长需求的优势，承认核能有利于防止气候变化。这个原则已经明确写入了论坛的总章，具体行动是通过国际研发合作，选择、开发和促进2030年前后建设的第四代核能系统。初步选定的第四代核能系统初选六个核能系统。这六个核能系统是：两种高温气冷堆，两种液态金属（钠、铅合金）堆，一种超临界水堆和一种熔盐堆。其中四种堆型属于快中子堆，五种采用闭式循环技术，可完全重新循环利用全部锕系元素。下面是筛选后确定的六种堆型：1、HTR：用氦冷特高温（1000-1200度）反应堆，主要用于制氢，或制氢/发电共用；2、GFR：用氦气作载热剂的快中子反应堆；3、SFR：用钠作载热剂的快中子反应堆4、LFR：用铅合金作载热剂的快中子反应堆；5、SCWR：超临界水堆；6、SR：熔盐反应堆。5.未来的核电发展前景可控热核聚变核反应堆是未来核电的发展目标由于可控热核聚变的原料极为丰富，并且无污染，因而发展前景也十分看好。在国际热核实验堆（ITER）的研究中，核聚变的离子温度已达到1亿℃，这为ITER的建设从技术上扫平了道路。目前国际热核实验堆的选址筹建工作正在积极进行中，加拿大、日本都希望将国际热核实验堆建在本国，从而确立本国在新能源研究中的优势地位。本次课结束！