Problems of heat transfer, pressure loss and flow stability in highly thermally stressed steam generator tubes
Creators
- 1. Technische Hochschule, Graz (Austria). Inst. fuer Dampfkesselbau, Reaktortechnik und Waermewirtschaft
Description
Modern power stations - conventional steam power plants as well as nuclear power stations - are characterized by the advance of the flow principle and by an increase in block sizes up to an electric power of more than 1,000 MW. For physical and economical reasons, this led to an intensified heat flow which in the case of nuclear power stations is also due to the properties of the heating medium - i.e. pressurized water, high-pressure gas, or liquid metal-, while the numerical increase in oil heatings in conventional power plants entrailed high peak loads. These increased heat flows, which may reach about 1,000 kW/m2 in the steam generators of nuclear power stations, may under certain conditions exceed the critical thermal load, i.e. the threshold of film boiling or evaporation. The hydraulic stability of the two-phase flow, for whose calculation requires data on the two-phase pressure drop are required, plays an important role here. Some knowledge on the two-phase pressure drop is also necessary for an exact design of the steam generator tubes with vaporization heat flow. (orig./AK)
Abstract (German)
Das moderne Waermekraftwerk in seiner Ausfuehrungsform als konventionelles Dampfkraftwerk oder als Kernkraftwerk ist gekennzeichnet durch das Vordringen des Durchlaufprinzips und durch eine Steigerung der Blockgroessen bis ueber 1.000 MW elektrischer Leistung. Damit hat sich aus physikalischen und wirtschaftlichen Gruenden eine Steigerung der Waermefluesse ergeben, die beim Kernkraftwerk auch durch die Art des beheizenden Mediums - naemlich Druckwasser, Gas von hohem Druck oder fluessiges Metall - bedingt ist, waehrend beim konventionellen Kraftwerk durch das Zunehmen der Oelfeuerung hohe Spitzenbelastungen aufgetreten sind. Solche hohen Waermefluesse, welche beim Dampferzeuger von Kernkraftwerken bis etwa 1.000 kW/m2 reichen, koennen unter gewissen Bedingungen zum Ueberschreiten der kritischen Waermebelastung, d.h. der Filmverdampfungs- bzw. Austrocknungsgrenze, fuehren. Dabei spielt die hydraulische Stabilitaet der Zweiphasenstroemung eine grosse Rolle, deren rechnerische Erfassung wiederum die Kenntnis des Zweiphasendruckabfalles erfordert. Auch fuer eine genaue Auslegung der Dampferzeugerrohre mit Verdampfungsstroemung ist eine hinreichend genaue Kenntnis des Zweiphasendruckabfalles erforderlich. (orig./TK)Additional details
Additional titles
- Original title (German)
- Probleme des Waermeueberganges, Druckverlustes und der Stroemungsstabilitaet in thermisch hochbeanspruchten Dampferzeugerrohren
Publishing Information
- Journal Title
- VGB Kraftwerkstech.
- Journal Volume
- 55
- Journal Issue
- 9
- Series
- VGB Kraftwerkstech.
- Journal Page Range
- 589-600
INIS
- Country of Publication
- Germany
- Country of Input or Organization
- Germany
- INIS RN
- 7230954
- Subject category
- S42: ENGINEERING; S22: GENERAL STUDIES OF NUCLEAR REACTORS;
- Descriptors DEI
- FLUID FLOW; HEAT TRANSFER; HYDRODYNAMICS; INSTABILITY; PERFORMANCE; PRESSURE DROP; STEAM GENERATORS; TUBES; TWO-PHASE FLOW
- Descriptors DEC
- BOILERS; ENERGY TRANSFER; FLUID MECHANICS; MECHANICS; VAPOR GENERATORS
Optional Information
- Notes
- 15 figs.; 1 tab.; 62 refs.