發(fā)布時間：2017-09-29 22:07

  本文關鍵詞：非能動余熱排出系統(tǒng)C型管換熱器數(shù)值模擬

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【摘要】：為保證在事故工況下非能動余熱排除系統(tǒng)有效導出余熱,對其主要設備PRHR熱交換器進行換熱特性研究,建立了非能動余熱排出系統(tǒng)C型管換熱器的內(nèi)外耦合傳熱分析模型,采用一維均相流模型計算管內(nèi)冷凝換熱與CFD程序分析水池空間的自然對流。研究進口質(zhì)量流量、進口流體含氣率、管傾角和水箱溫度對C型管換熱器換熱特性的影響。結(jié)果表明:C型管換熱器入口傾斜段管內(nèi)始終為飽和的兩相流體,在豎直段與出口傾斜段,管內(nèi)流體溫度逐漸下降;管內(nèi)壓力、流體焓值和換熱系數(shù)沿管長逐漸降低;大約在冷凝70 s后,管內(nèi)流體參數(shù)趨于穩(wěn)定;管壁溫度在入口傾斜段迅速下降,在豎直段和出口段趨于平緩。增大進口質(zhì)量流量與進口流體含氣率,流體溫度、流體焓以及管內(nèi)外換熱系數(shù)增加,并且沿流動方向受兩者的影響逐漸減小;若管傾斜角度增大20°,出口傾斜段管內(nèi)流體溫度下降約3℃;當水箱溫度升高10℃,汽泡生成與脫離速度加快,水箱內(nèi)部換熱增強,入口傾斜段外壁溫升高2℃左右,出口傾斜段外壁溫大約升高0.2℃。CFD模擬結(jié)果展示出水箱內(nèi)汽泡大部分聚集在C型管上部并逐漸向上流動,致使熱流體向上運動,冷流體向下流動,形成自然循環(huán)。
【作者單位】： 華南理工大學電力學院;中山大學中法核工程與技術學院;
【關鍵詞】： C型換熱器 耦合傳熱 冷凝傳熱 自然對流
【基金】：國家自然科學基金資助項目(51176052,51376065) 廣東省科技公關基金資助項目(2013B010405004)
【分類號】：TK172
【正文快照】： 引言第三代核反應堆廣泛采用PRHRS(非能動余熱排出系統(tǒng))[1~2],非能動余熱排出系統(tǒng)的重要設備是PRHR熱交換器,在反應堆冷卻劑喪失時采用自然循環(huán)導出堆芯余熱[3~4],研究PRHR熱交換器的傳熱特性對核電站安全具有重大意義。國際上,Hyun-Sik Park等人通過建立VISTA(瞬態(tài)和事故整體

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1 嚴春;閻昌琪;;非能動余熱排出系統(tǒng)瞬態(tài)特性分析[J];應用科技;2009年10期

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本文編號：944479