非能动余热排出系统C型管换热器数值模拟

发布时间：2017-09-29 22:07

  本文关键词：非能动余热排出系统C型管换热器数值模拟

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【摘要】：为保证在事故工况下非能动余热排除系统有效导出余热,对其主要设备PRHR热交换器进行换热特性研究,建立了非能动余热排出系统C型管换热器的内外耦合传热分析模型,采用一维均相流模型计算管内冷凝换热与CFD程序分析水池空间的自然对流。研究进口质量流量、进口流体含气率、管倾角和水箱温度对C型管换热器换热特性的影响。结果表明:C型管换热器入口倾斜段管内始终为饱和的两相流体,在竖直段与出口倾斜段,管内流体温度逐渐下降;管内压力、流体焓值和换热系数沿管长逐渐降低;大约在冷凝70 s后,管内流体参数趋于稳定;管壁温度在入口倾斜段迅速下降,在竖直段和出口段趋于平缓。增大进口质量流量与进口流体含气率,流体温度、流体焓以及管内外换热系数增加,并且沿流动方向受两者的影响逐渐减小;若管倾斜角度增大20°,出口倾斜段管内流体温度下降约3℃;当水箱温度升高10℃,汽泡生成与脱离速度加快,水箱内部换热增强,入口倾斜段外壁温升高2℃左右,出口倾斜段外壁温大约升高0.2℃。CFD模拟结果展示出水箱内汽泡大部分聚集在C型管上部并逐渐向上流动,致使热流体向上运动,冷流体向下流动,形成自然循环。
【作者单位】： 华南理工大学电力学院;中山大学中法核工程与技术学院;
【关键词】： C型换热器 耦合传热 冷凝传热 自然对流
【基金】：国家自然科学基金资助项目(51176052,51376065) 广东省科技公关基金资助项目(2013B010405004)
【分类号】：TK172
【正文快照】： 引言第三代核反应堆广泛采用PRHRS(非能动余热排出系统)[1~2],非能动余热排出系统的重要设备是PRHR热交换器,在反应堆冷却剂丧失时采用自然循环导出堆芯余热[3~4],研究PRHR热交换器的传热特性对核电站安全具有重大意义。国际上,Hyun-Sik Park等人通过建立VISTA(瞬态和事故整体

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1 严春;阎昌琪;;非能动余热排出系统瞬态特性分析[J];应用科技;2009年10期

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本文编号：944479