第一課兩相流動概述

尚智上海交通大學核工系一、概述氣固兩相流動

氣體與固體顆粒一起流動，如鍋爐內部的空氣、煤粉的流動；煙囪煤煙在空氣中的擴散固液兩相流動

固體顆粒在液體內部的流動，如泥漿的流動氣液兩相流動

氣體在液體中的流動過程，是本門課程主要講述的內容，如管道內部的氣泡在液體中的流動氣液（汽液）兩相流動的應用氣液兩相流動與傳熱廣泛應用于熱能動力工程、核能工程、石油化工、低溫工程、航天以及制冷、食品、冶金等工業(yè)的基本物理過程。然而，氣液兩相流動由于兩相的共存且相界面形狀不規(guī)則與變形等復雜性因素，對于氣液兩相流動的理解還遠不充分，深入的研究尚有很長的路要走。電站鍋爐的氣液兩流動氣液兩相流動在電站鍋爐中，主要發(fā)生在爐膛內水冷壁內管道的水蒸發(fā)過程，以及屏式過熱器、減溫器等部件內。核電站汽液兩相流動核電站汽液兩相流動會發(fā)生在堆芯、二回路及冷凝器中二、汽液兩相流動的基本研究方法(1)經驗關系式法：根據(jù)實驗數(shù)據(jù)建立經驗關系式時工程兩相流體動力學中最常用的方法。經驗關系式應用方便，但并不揭示問題的物理本質。雖然如此，由于兩相流動的復雜性及該學科的發(fā)展現(xiàn)狀，目前許多工程應用還必須求助于經驗關系式。(2)簡單模型分析法：這是一種常用的工程模型分析法，它并不細致分析流動特性，而是選擇關鍵特征并引入物理假定來建立供分析用的模型。氣液兩相流中常用的均相模型、分相模型以及適用于特定流型的一些分析法等都屬于此類方法。(3)微分分析法：建立由質量、動量、能量方程組、邊界條件以及結構方程構成合適的閉合兩相流動基本場微分方程組，由此解出兩相參數(shù)分布。兩流體模型便是一例。此種方法在絕大多數(shù)情況下計算十分復雜，目前尚不能在實際設計中廣泛運用。但可以用這種方法研究如何改善工程基本特性和分析變化趨勢。例如，用于反應堆事故分析、兩相流動穩(wěn)定性定性分析等。(4)普適現(xiàn)象分析法：所謂普適現(xiàn)象是指與流型、分析模型及具體系統(tǒng)無特殊聯(lián)系的一些普遍物理現(xiàn)象。據(jù)此建立的分析方法便稱為普適現(xiàn)象分析法。例如，運用波動原理、極值原理等求解所研究的物理問題，流動不穩(wěn)定性分析便是一個具體實例。計算流體力學（CFD）研究方法此方法是近些年來剛剛興起的一種流體力學數(shù)值研究方法，它是用計算機對已有的流體力學守恒微分方程進行編程離散求解，通過解得的離散解來模擬這個流體流場的流動與傳熱情況，得到滿足實際工程需要的結果。三、課外新知識（CFD）了解CFD的英文全稱是ComputationalFluidDynamics，中文：計算流體動力學或計算流體力學。CFD求解問題的基本思想如下：傳熱問題固體的傳熱—導熱流體的傳熱—對流與導熱熱輻射數(shù)學物理模型能量守恒方程質量守恒方程固體可以認為是流體的特例（v=0）輻射可以作為是能量方程的特殊源項無法直接求解微分方程流動問題流體（氣體、液體、固體顆粒）伴隨著傳熱數(shù)學物理模型Navier-Stokes方程能量守恒方程質量守恒方程無法解析求解微分方程能量守恒方程質量守恒方程動量守恒方程求解過程CFDCFD技術涉及的知識流體力學（包括湍流、可壓縮、不可壓縮、氣體動力學、兩相流、分子流動模型等）傳熱學計算方法計算機圖像處理等CFD的主要環(huán)節(jié)建立數(shù)學物理模型數(shù)值算法求解網(wǎng)格劃分技術結果可視化CFD的過程示意用CFD計算的一些結果展示四、核反應堆的發(fā)展1.第一代核電站

第一代反應堆開發(fā)受核燃料循環(huán)制約的影響，上世紀50-60年代，還沒有掌握鈾濃縮工業(yè)技術，反應堆運行只能使用天然鈾，以石墨或重水為慢化劑。從開發(fā)更大功率動力堆的角度來看，這些反應堆具有一定的優(yōu)點（熱工水力效率高、可優(yōu)化利用堆芯內的鈾等），但也有許多技術上的問題（造價高、難于提高更大功率反應堆的安全性等），相比之下，不如水堆（壓水堆、沸水堆）的經濟性能好。2.第二代核電站

目前，世界各國在運行的核電站基本都屬于第二代反應堆技術。第二代反應堆的誕生有其必然性：一方面，核能在70年代提高了競爭力；另一方面，一些國家意識到化石能源市場的緊張局勢，希望通過發(fā)展核能，減少對能源進口的依賴性。最近二十年，商業(yè)運行經驗反饋提高了核能的經濟和環(huán)保性能，與化石燃料發(fā)電電價比較，核電電價具有很強的競爭性，廢氣、廢液排放遠低于國家的排放標準。目前，全球已經積累了10000堆年的運行經驗，完全可以證明核電技術進入了成熟階段。目前法國共有19個核電站，58個核電反應堆。這些第二代核電站大多建于上世紀八十年代，他們淘汰了五六十年代的第一代核反應堆技術。其中位于上萊茵省的菲森恩核電站最早于1977年并網(wǎng)發(fā)電。3.第三代核電站

第三代反應堆的特性比較符合形勢的發(fā)展，盡管在運行機組的安全性已經很高，但其研發(fā)工作仍以提高安全性為重點，同時還保持了最好的經濟性能。設計特點:第三代反應堆一方面提高了安全冗余系統(tǒng)的性能，以減少事故發(fā)生的概率；另一方面，設計了事故狀態(tài)下非能動安全保護系統(tǒng)。此外，在設計方面采取了必要的措施，主要是在壓力殼下部設一個堆芯熔化物收集裝置，限制反應堆熔堆事故造成的后果。核安全是第三代反應堆設計的核心問題。為提高反應堆的安全性能，主要從以下四個方面開展工作：——盡量降低放射性的劑量率；——設計相應的系統(tǒng)，將事故狀態(tài)恢復到安全狀態(tài)；——降低熔堆概率：一方面降低初始事件的發(fā)生概率，另一方面提高安全系統(tǒng)的可靠性?！獓乐厥鹿薁顟B(tài)下，通過加強安全殼的安全性（采用堆芯熔化物收集裝置、氫氣復合器、安全殼采用雙層鋼襯里等），將影響限制在場區(qū)內。第三代核電站的現(xiàn)狀第三代國際上剛開發(fā)出來，還沒正式建造，它從理論上、設計上、道理上講的確是更安全，但是也還要經過一定的運行時間，用實踐來證明它是好的。目前世界上的核電技術已經發(fā)展到了第三代。第二代成熟的核電技術法國、美國、加拿大、俄羅斯等國家都已經掌握了，而第三代核電技術只有美國、法國掌握。目前法國正在著手研究建設第三代核電站；美國也在聯(lián)合其它核電先進技術的國家進行第四代核電站的研究論證工作。國內核電的現(xiàn)狀和發(fā)展趨勢現(xiàn)在基本上專家和領導意見接近一致，就是先少量的還建幾套二代的（核電站），與此同時有直接和國外合作建第三代的，以后，再系列地成批發(fā)展第三代的。4.第四代核電站

只是設立國際第四代核能系統(tǒng)論壇。目前，參與論壇的共有包括阿根廷、巴西、加拿大、法國、日本、韓國、南非、瑞士、英國和美國等十個會員國。論壇的基本原則是：承認核能在可持續(xù)發(fā)展背景下具有滿足全球能源日益增長需求的優(yōu)勢，承認核能有利于防止氣候變化。這個原則已經明確寫入了論壇的總章，具體行動是通過國際研發(fā)合作，選擇、開發(fā)和促進2030年前后建設的第四代核能系統(tǒng)。初步選定的第四代核能系統(tǒng)初選六個核能系統(tǒng)。這六個核能系統(tǒng)是：兩種高溫氣冷堆，兩種液態(tài)金屬（鈉、鉛合金）堆，一種超臨界水堆和一種熔鹽堆。其中四種堆型屬于快中子堆，五種采用閉式循環(huán)技術，可完全重新循環(huán)利用全部錒系元素。下面是篩選后確定的六種堆型：1、HTR：用氦冷特高溫（1000-1200度）反應堆，主要用于制氫，或制氫/發(fā)電共用；

2、GFR：用氦氣作載熱劑的快中子反應堆；

3、SFR：用鈉作載熱劑的快中子反應堆

4、LFR：用鉛合金作載熱劑的快中子反應堆；

5、SCWR：超臨界水堆；

6、SR：熔鹽反應堆。

5.未來的核電發(fā)展前景

可控熱核聚變核反應堆是未來核電的發(fā)展目標