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水力机械两相流综述摘要我国大部分河流属于多泥沙河流，含沙量均较高，对于运行在这些河流上的水力机械而言。
其叶片很容易遭到泥沙冲击磨损的破坏，尤其是靠缝隙处，其边壁磨损较为严重，并且沙粒的存在还大大增加了空化的发生机率，使这些位置极容易发生空化，产生空蚀，磨损和空化的联合作用，相互促进，会导致非常严重的磨蚀。
这不仅大幅度降低了水力机械的水力性能，而且在很大程度上威胁着水力机械安全稳定性。
因此，展开含沙河流中水力机械内部流动特性的研究具有重要的理论意义与实际应用价值。
本文针对水利机械两相流进行论述，主要为液气，液固模拟模型，空化磨损发展。
关键词：水力机械；空化；磨损；两相流1.前言近几十年来森林植被覆盖率降低,环境恶化，水土流失严重,许多河流中的泥沙含量成倍增加，当含沙水流通过水力机械时，沙粒会对过流部件表面造成破坏。
沙粒作用于过流部件表面而使其损坏给离心泵带来严重的磨损。
水中含有泥沙时，不仅对水轮机产生磨损破坏，而且使得空蚀比清水时发生的更早更严重。
当含沙水流中发生空化时，由于汽泡的产生和高频率溃灭，不断地以高压冲击金属表面，使之产生疏松。
沙粒不断冲击切削，使表面破坏速度大大加快，破坏后的表面，由于材质疏松程度不同和各处的流速也有区别，造成水轮机过流通道表面凹凸不平，这又加速了空泡产生和沙粒冲击角度的改变，使磨损破坏速度更为加快，磨蚀破坏引起水力机械效率下降，产生振动与噪音迫使机组频繁大修，维修费用高昂，经济效益大为降低。
在我国黄河干流上已建成的大中型水电站中，有4座都存在严重的空化空蚀、磨损破坏，特别是XX电站最为严重。
水轮机组运行环境恶化,导致水电厂构件的空化、磨损问题成为影响电力系统安全越来越严重的问题。
它的直接危害主要表现在:1)检修周期缩短,增加了电站的临时性检修和大修工作量,使电站运行成本增加,给电厂造成很大的经济损失。
2) 水力机械性能降低，离心泵过流部件表面被泥沙磨损后，凹凸不平，促进了水流的局部扰动和空化的发展，空化发展严重引起机组噪音，震动加剧，效率急剧下降，严重影响着水电站的运行质量。
核电厂热工水力学随着工业的发展，电力需求也在不断地增长。
为了满足电力需求，许多国家和地区开始重视核能的开发和利用。
核电站作为一种新型的发电方式，具有高效、干净、可靠、可持续等优点，但同时也带来了许多技术和环境难题。
核电站作为一个庞大的能源系统，其运行涉及到多个领域的学科，其中热工水力学是其中不可或缺的一个学科。
这篇文章将介绍核电站热工水力学相关的知识。
热工水力学基础流体力学核电站的热能是通过水和蒸汽传递来实现的，因此流体力学在核电站热能传递中扮演了至关重要的角色。
流体力学研究的对象是液体、气体等连续介质的运动规律，包括流体的流动、变形、流速、压强等，液体的黏滞力以及黏滞力对于流体流动的影响等内容。
在核电站中，流体力学主要用于描述污水处理、冷却水系统、压气系统和聚集转移装置等方面的问题。
例如，在核电站中，需要将汽轮机的排汽通过冷却水塔冷却降温，因此需要对冷却水塔进行流体力学的分析和计算。
此外，在核电站的压气系统中，压缩空气在输送过程中需要经过管道，因此需要通过流体力学的分析计算管道的内径和空气流量等参数。
热学热学是研究物体温度和热量传递规律的学科，包括热力学和热传导。
在核电站中，热学主要用于描述核能转化为热能的过程，以及核电站的热量传递问题。
具体来说，核反应堆内部的燃料元件的燃烧反应会释放大量热能，这些热能会通过燃料元件、冷却剂和外壳等组成的传热系统传递出去，通过蒸汽抽气系统带动汽轮机运转，最终产生电能。
因此，热学在核电站设计和运行等方面都扮演着重要的角色。
材料学核电站中使用的燃料元件、管道、阀门等部件需要具备较高的耐高温、耐压、耐腐蚀等性能，因此材料学对于核电站的设计和运行也具有不可或缺的重要性。
材料学的研究对象是各种材料的物理化学性质，包括材料的物理性质、力学性质、化学性质、热学性质等。
在核电站中，材料学的应用主要涉及到燃料元件、管道、泵、阀门等部件的材料选择和质量控制等方面。
例如，在燃料元件的设计中需要考虑材料的耐辐照性和高温性能等因素，而在压载水反应堆中，压载水中的氧化物离子容易导致材料的腐蚀和脆化，因此需要通过材料学的知识来选择和优化材料，以保证核电站的安全和可靠性。
1.反应堆的热源来自核裂变过程中释放出来的能量，每次裂变释放出的总能量平均约为200MeV2.压水堆常使用UO2弥散体和UO2陶瓷燃料；氧-铀原子比为2的UO2的熔点是2800℃；现代压水堆都使用Zr-2 或者Zr-4 作为燃料包壳。
实际设计时，选用的包壳外表面的最高温度一般不超过350℃。
3.轻水具有良好的导热性能，比热和汽化潜热都比较大，价格很便宜，所需的ji 功率较小，是性能比较好的冷却剂。
缺点是中子吸收截面较大，沸点低，在高温下运行保持液相需要较高的压力。
4.对于压水堆棒状燃料元件，间隙热导的经验值约是5678w/(m2.℃) 。
5.燃耗越深，UO2的热导率越小，熔点越低。
6.有限圆柱体的均匀裸堆，堆芯体积释热率沿径向呈零阶贝塞尔函数分布，沿轴向呈余弦函数分布。
7.将堆芯内燃料芯块核反应释热传输到反应堆外的过程依次是燃料元件的导热、包壳外表面与冷却剂之间的传热和冷却剂的输热。
8.单相强迫对流传热系数的准则表达式。
通道的水力等效直径9.临界热流密度的两种主要传热机理是汽泡合并和流体动力学不稳定性强制对流沸腾可能出现的两种临界热流密度工况分别是偏离泡核沸腾和蒸干；前者常发生在高热流密度，欠热泡核沸腾或低含气率的饱和泡核沸腾的沸腾传热工况之后，后者常发生在低热流密度通过液膜的强制对流蒸发的沸腾传热工况之后。
当发生偏离泡核沸腾更容易引起壁面发生快速烧毁。
10.流体流动的总压降包括壁面摩擦压降、流体加速度压降、提升压降和形阻压降.其中壁面摩擦压降和形阻压降是不可逆的压降损失。
11.在均匀加热向上流动的垂直通道中，随含气率的增加，可能依次出现汽水两相流的典型流型是：泡状流、弹状流、环状流、滴状流12.泡核沸腾的传热机理主要有汽化潜热传热、汽液置换传热和微对流传热13.当平均流体温度上升到饱和温度温度时，就开始了饱和泡核沸腾。
该起始点称为热平衡态饱和沸腾起始点，在改点上热平衡含气x E=0 而中心液核达到饱和温度那一点称为真正饱和沸腾起始点。
第一章二、比较成熟的动力堆型有那些，他们各有什么特点？三、反应堆热工分析主要包括那些内容？第二章二、反应堆在停堆后为什么还要继续冷却？停堆后的热源由哪几部分组成，他们各具有什么特点？原因：在反应堆停堆后，其功率并不是立刻降为零，而是按照一个负的周期迅速地衰减，周期的长短最终取决于寿命最长的放射缓发中子的裂变核群的半衰期。
当反应堆由于事故或正常停堆后，堆内自持的链式裂变反应虽然随即终止，但还是有热量不断地从芯块通过包壳传入冷却剂中，因此，在反应堆停堆后，还必须采取一定的措施对堆芯继续进行冷却，以便排除这些热量防止损坏燃料元件。
热量来源：燃料棒内储存的显热，剩余中子引起的裂变和裂变产物的衰变及中子俘获产物的衰变。
铀棒内的显热和剩余中子裂变热大约在半分钟之内传出，其后的冷却要求完全取决于衰变热；假设反应堆在运行了一段很长时间后停堆，这意味着裂变产物已经达到平衡，这时衰变热一开始约为停堆前功率的6%，而后迅速衰减。
三、以压水堆为例，说明停堆后的功率约占停堆前堆功率的百分数。
大约在停堆后多久，剩余裂变可以忽略？假设反应堆在运行了一段很长时间后停堆，这意味着裂变产物已经达到平衡，这时衰变热一开始约为停堆前功率的6%，而后迅速衰减。
压水堆经过长期运行后停堆，其衰变热随时间的变化见下表，可以知道，一年后剩余裂变可以忽略。
第三章一、各种形状的燃料元件导热计算二、单相对流换热计算沸腾形式详细图表分析，请参考P37四、何谓沸腾临界？压水堆在正常工况下首先防止的是快速烧毁还是慢速烧毁？为什么？而在事故工况下又怎样？沸腾临界的特点：由于沸腾机理的变化引起的换热系数的陡降，导致受热面的温度骤升。
临界热流密度：达到沸腾临界时的热流密度。
沸腾临界一般和发生沸腾临界时的流型有着密切的关系。
沸腾临界根据流动工况的不同通常分为两类：1.过冷或低含汽量下的沸腾临界；2.高含汽量下的沸腾临界；常见的核燃料：六、如何选取包壳材料？有哪些常见的包壳材料。
