非能动余热排出换热器运行初始阶段换热特性研究

以非能动余热排出换热器运行初始阶段二次侧水箱水的升温过程为原型,通过实验研究了高位水箱内竖直换热管束在主流水温达到饱和前的换热特性。结果表明,换热管束运行初期热量依靠水的单相自然对流带走,水箱竖直方向上出现温度分层,换热量随主流的升温而下降。随着主流欠热度的减小,从管束上端开始换热机理逐渐向欠热沸腾转变;之后,主流水温逐渐达到饱和,沸腾成为换热的主要手段。在实验研究基础上,利用Churchill&Chu公式从管外平均换热系数中分离出自然对流换热系数,分析了不同阶段自然对流和欠热沸腾在管外换热系数中所占的比例。本文的研究对非能动余热排出换热器的设计有一定的指导意义。     

RELAP5/MOD3.2竖直管束外大容积沸腾换热模型适用性分析

以浸没在大容积水箱内的非能动余热排出换热器为研究对象,采用实验数据对RELAP5/MOD3.2程序计算竖直管束外大容积沸腾换热适用性进行校核。在充分考虑大容积水箱内流体沿管束轴向的自然对流以及径向的气液间热量交换基础上,合理建立了沸腾换热回路节点划分模型。将计算结果与实验数据进行对比,发现沸腾换热系数的计算值与实验值最大相对偏差在50%以上,且沸腾换热系数随热流密度变化的趋势明显不同。由此判断,Chen关系式并不适合计算竖直管束外大容积沸腾的情况。通过与已有的大容积沸腾换热计算关系式对比,发现Kutateladze “new”公式或Rohsenow公式计算值与实验值符合较好。     

非能动余热排出热交换器半液位换热性能研究

非能动余热排出热交换器（PRHR HX）是先进反应堆非能动堆芯余热排出系统的关键设备之一,置于内置换料水箱中。水箱内水蒸发或水箱泄漏等故障失水后液位降低,PRHR HX与管外水传热面积和管外流场均发生变化,导致堆芯非能动余热排出能力下降。为分析半液位下PRHR HX换热性能,建立半液位PRHR HX实验装置和数值计算模型,获得稳态和瞬态升温过程的换热量、温度分布和流场特性。实验结果表明,稳态沸腾换热阶段半液位结构的总换热量较全液位时的下降12%～22%,仍具有较强的换热能力。瞬态升温过程中管外换热模式从纯单相对流换热开始,先后逐渐出现局部过冷沸腾和局部饱和沸腾,并最终迅速由局部饱和沸腾转变为全管长饱和沸腾。水箱内逐渐升温过程中出现显著的热分层现象,结合数值模拟分析发现此时管外流体在高度上呈现多层回流流动结构。     

熔盐堆水冷却非能动余热排出系统换热器稳态特性研究

在熔盐堆水冷却非能动余热排出系统中,通过自然循环,燃料产生的衰变热可最终由放置在水箱中的换热器导出。在换热器管内发生蒸汽冷凝过程,而管外则先依靠水的自然对流换热,当水温达到饱和后,热量则依靠水的沸腾蒸发被导出。本文通过对换热器进行设计计算,对换热器的稳态换热特性进行研究。根据系统工作过程建立相应数学模型,使用C++语言编程,得到了换热器的传热性能。结果表明,设计的换热器能够满足换热要求,同时具有一定的自调节性。另外得到了换热器压力、水箱内水质量等参数的变化规律。     

多孔壁面管强化大容积沸腾换热特性研究

针对非能动余热换热器大容积沸腾换热工况,采用高温饱和蒸汽作为加热热源,对机械加工多孔壁面管和光管的大容积沸腾换热特性进行实验研究.结果表明,多孔壁面管对大容积沸腾换热具有很好的强化能力,多孔壁面管可使沸腾换热系数较光管提高68%～75%,壁面过热度降低约1.5℃;受管外沸腾和管内凝结之间传热耦合的影响,换热管轴向壁面温...     

非能动余热排出系统换热器管外流动组织及其对换热能力影响分析

对非能动余热排出系统的换热器管外对流换热进行数值分析,比较组织流道和不组织流道时换热器管束外部的流动分布的差异和换热能力的大小,数值计算结果表明,组织流道可优化换热器管外的流动,提高换热器的换热能力。比较分析无流道、有流道和流道出现缝隙对换热能力、阻力和出口温度等的影响。分析结果表明,组织流道会使换热能力增加约20%,阻力增加约1倍;当流道出现缝隙时,单缝隙对换热器的换热能力影响不大,多缝隙会损失一部分换热量。     

非能动余热排出换热器换热能力数值分析

基于多孔介质模型,对AP1000非能动余热排出换热器(PRHR-HX)运行初始阶段进行了数值模拟。一回路的入口温度及流量采用RELAP5的计算结果,并以此作为CFD计算的边界条件。采用多孔介质模型处理C型管束区,添加管束区分布阻力。通过商业CFD软件FLUENT计算得到安全壳内置换料水箱(IRWST)侧冷却剂的三维温度及速度分布,通过用户自定义函数UDF完成一回路侧与IRWST侧的耦合换热计算,获得一回路温度分布及换热量。计算结果表明,随着IRWST内冷却剂温度升高,换热器热负荷降低,并出现明显的热分层现象,同时证明采用多孔介质模型与耦合换热计算是分析PRHR/IRWST系统瞬态热工水力特性的有效方法。     

AP1000非能动余热排出热交换器缩比C型管束二次侧传热模型实验研究

建立了非能动余热排出热交换器（PRHR HX）及内置换料水箱（IRWST）分离效应缩比实验系统,研究了PRHR HX排出堆芯余热过程中,单相自然对流阶段及两相池式沸腾阶段下的传热特性,并采用实验数据评价了传统经验关系式在预测PRHR HX缩比模型特殊C型传热管束时的适用性。实验结果表明,在PRHR HX余热排出过程中,IRWST内出现明显热分层现象。对于PRHR HX竖直管束自然对流、池式沸腾传热,传统经验关系式预测值均较为保守;对于下部水平管束,自然对流阶段推荐Churchill自然对流传热公式,池式沸腾阶段推荐Rohsenow经典池式沸腾传热公式;上部水平管束由于受到流体浮升、气泡扰动等因素的附加影响,在自然对流阶段及池式沸腾阶段的传热效果均优于下部水平管束。     

模块化压水堆非能动余热排出系统运行特性分析研究

针对初步设计的非能动余热排出系统方案并结合模块化反应堆的结构和运行特点,对非能动余热排出系统进行合理的控制体和节点划分并建立数学物理模型,采用数值迭代方法和通用热工水力分析程序,分析非能动余热排出系统的瞬态热工水力特性。结果表明,反应堆发生断电事故后,系统自然循环可以很快建立;在非能动余热排出过程中,换热器中二次侧始终为液相,没有发生流动不稳定;应急冷却器换热面积在一定范围内变化对系统余热排出能力没有显著影响。     

沸腾换热强化特性实验研究

沸腾换热具有传热温差低、换热系数高等优点,对提高设备的紧凑性、经济性和安全性具有重要意义.目前,核动力装置中主要以光管作为沸腾换热元件,沸腾换热强化的空间很大.本文针对核动力装置非能动余热排出换热器沸腾换热工况,以水为工质,对光管及3种强化管的管外沸腾换热特性进行实验研究,得出了4种管型的沸腾换热强化特性,并分析了各强化管的强化机理.整体针翅管表面大量螺旋排列的三维翅片增大了换热面积、延缓了汽泡在壁面附近聚合形成大汽膜,使沸腾换热得到强化;多孔管采用机械方法在壁面加工出大量微细小孔,汽化核心数量和汽泡脱离频率均大幅提高,因此,沸腾换热强化效果显著;绕丝针翅管是一种复合强化手段,兼有整体针翅管和多孔管的优点,沸腾换热强化效果也较好.     

非能动余热排出换热器池沸腾换热性能研究

以浸没在高位水箱中的竖直管束为研究对象,对不同热负荷条件下竖直管束的池沸腾换热特性进行研究,通过对比中心管与周围旁管外壁面过热度、凝液量的变化,分析了中心管与旁管换热特性的差异。实验结果表明,换热管束的换热能力明显优于单管,在相同热流密度条件下,管束沸腾换热系数可达到单管的1.2～1.5倍。与旁管相比,低热负荷条件下,中心管的换热能力优于旁管;高热负荷条件下,中心管的换热能力则不及旁管,在热流密度大于200 kW/m²时,旁管的沸腾换热系数相对于中心管提高了近7%,且从实验数据的变化趋势来看,旁管较中心管的沸腾换热能力有随热流密度增加而逐渐增大的趋势。     

同心环形管内沸腾两相流动与传热实验研究

对窄缝为2．1mm的同心环形管，试验研究了外管加热条件下水的沸腾两相流动阻力与传热特性，得到了以下结果：窄缝环形管内两相流动的阻力较普通圆管内大，沸腾换热得到了较明显的强化，换热系数弓压力、热平衡干度、工质流量、加热负荷均有关系，且与缝隙宽度和加热方式有关；提出了环形管强化传热的微液膜蒸发机理与汽泡扰动机理的物理解释；得到了环形管内流动摩擦阻力系数与传热系数的实验关联式。     

管束效应对含空气蒸汽冷凝传热影响数值分析

采用数值模拟的方法分析管束效应对管外含空气蒸汽冷凝传热的影响。基于3×3管束，分析了管间距在1.5d~5d（d为管径）范围内的管束效应及管间距对局部和平均冷凝传热性能的影响。在管间距为1.5d条件下讨论了管束结构对冷凝传热性能的影响。结果表明，管束效应包括高浓度空气层的抑制传热作用和管束抽吸效应的强化传热作用。随着管间距的减小，第2类和第3类传热管主要受高浓度空气层的影响，第1类传热管主要受管束抽吸效应的影响。当管间距为1.5d时，第2类和第3类传热管的传热系数分别比单管恶化了6%和29%，而第1类传热管比单管增加了2.5%；在1.5d管间距条件下，管束抽吸效应随管列数的增加而明显增大，导致管束平均冷凝传热系数（hb）逐渐增大。当管列数达到20列时，hb高于单管。      

自然循环系统摇摆条件下棒束通道内传热特性研究

棒束燃料元件子通道间流体存在搅混与横向二次流,流动及阻力特性相较矩形通道、圆管等简单通道更为复杂。核动力舰船、船舶、小型浮动核电站等会受到海浪影响,经常处于倾斜、摇摆、垂荡等瞬变运动下。目前的相关研究多集中在低压工况的研究领域,高温高压自然循环运动条件下的研究较少。本文采用实验研究方法,对自然循环系统摇摆条件下棒束通道内流动传热特性进行了研究,获得了过冷沸腾和饱和沸腾两种条件下摇摆角度和摇摆周期对棒束壁面温度变化和传热系数的影响,并获得了摇摆周期内棒束通道内的传热系数计算关系式。结果表明,饱和沸腾传热系数变化比过冷沸腾的剧烈;在本文实验工况范围内,棒表面传热系数波动幅值随着摇摆幅度的增大而增大;摇摆条件下棒束通道过冷沸腾和饱和沸腾工况时均传热系数基本不变。     

5×5棒束通道中简单支撑格架对流动过冷沸腾传热的影响分析

采用壁面热分配模型(即RPI模型)对PSBT基准题中的5×5均匀加热全长棒束过冷沸腾传热进行了数值模拟研究。重点分析了加热段末端搅混格架（MVG）下游简单支撑格架（SSG）对棒束通道内流动过冷沸腾传热特性的影响。在水力特性方面，研究发现SSG的形阻压降约为MVG的53%，且对棒束通道内的横向流动具有显著抑制作用。为反映SSG对搅混过程的影响，采用子通道平均横流速度比沿轴向的发展过程对其进行了分析。分析发现，在SSG附近横流速度比迅速衰减，衰减后的横流速度比与光棒束时的大小相当。由于SSG对横流过程的破坏，改变了发热表面的传热特性，在其下游气相迅速包覆加热表面，蒸发热流密度较无SSG情况偏高5%，加热段末端空泡份额偏高0.006，壁面过热度偏高0.3 ℃。