超臨界水冷堆類三角形子通道內超臨界水傳熱的試驗研究.pdf

1、超臨界水冷堆（Supercritical water cooled reactor-SCWR）是第四代先進核能系統，是GIF重點研發(fā)第四代堆型。反應堆熱工水力是SCWR研發(fā)基礎，論文重點針對反應堆堆芯類三角形子通道內流動傳熱特性，開展試驗研究，為 SCWR熱工準則和安全設計提供試驗數據和傳熱特性預測方法，具有極其重要的工程應用價值和理論意義。
　　論文在熱流密度為200~800 kW/m2，壓力為23~28 MPa，質量流速為70

2、0~1300 kg/(m2·s)的參數范圍，對棒徑為8 mm，柵距比為1.4的SCWR類三角形子通道，進行了超臨界水的流動傳熱試驗研究。研究獲得了類三角形子通道的軸向溫度分布和典型傳熱特性，研究了參數對傳熱特性的影響，擬合出預測類三角形子通道內超臨界水傳熱特性的試驗關聯式，并將試驗數據與經典關聯式進行了對比分析。
　　SCWR類三角形子通道內超臨界水的傳熱特性試驗的研究表明，類三角形子通道軸向壁溫沿流動方向逐漸升高，在大比熱區(qū)（c

3、p>8.4 kJ/(kg·K)）壁溫平緩，傳熱系數出現峰值，發(fā)生了傳熱強化。在壓力和質量流速相同時，壁面溫度隨熱流密度的增加而升高，傳熱系數峰值降低。而在質量流速和熱流密度相同時，壁面溫度隨壓力提高而增大，換熱系數峰值減小。質量流速可以強化傳熱，質量流速增大，壁溫降低換熱系數增大。在遠離大比熱區(qū)的低焓值區(qū)熱流密度和壓力對傳熱的影響較小。而在大比熱區(qū)內，傳熱系數受熱流密度和壓力的影響顯著。傳熱系數峰值隨熱流密度和壓力的增大而明顯降低。隨焓

4、值增加，越過大比熱區(qū)時，熱流密度和壓力和質量流速對傳熱系數的影響減小。試驗研究還發(fā)現，當熱流密度達到800 kW/m2時，壁溫和傳熱系數表現出了異常規(guī)律，在大比熱區(qū)，壁溫不再隨焓值平坦變化，換熱系數峰值不明顯。當壓力提高到28 MPa時，在大比熱區(qū)的強化傳熱作用被削弱。質量流速提高到一定程度時，其傳熱強化作用效果不如在低質量流速時明顯。
　　基于類三角形子通道內超臨界水傳熱特性試驗數據，擬合針對類三角形子通道中在超臨界壓力下遠離大