反應堆子通道內超臨界水流動傳熱特性數(shù)值模擬研究.pdf

1、超臨界水冷反應堆（Supercritical Water Cooled Reactor，SCWR）是六種第四代未來堆芯中唯一的水冷堆。SCWR通道獨特而復雜，承受兆瓦級高熱流密度和強核熱反饋。由于受到高溫高壓等試驗技術的限制，采用數(shù)值模擬的方法對反應堆子通道在超臨界壓力下傳熱特性深入分析成為一種有效方式。
　　以反應堆棒束子通道為研究對象，在壓力23~28 MPa，熱流密度200~1000 kW/m2，質量流速700~1300 k

2、g/(m2?s)，加熱管外徑8 mm，柵距比1.2~1.4的參數(shù)范圍內，采用計算流體力學軟件CFX14.0，對反應堆棒束子通道內超臨界水傳熱特性及二次流動特性進行數(shù)值模擬研究。通過對模擬結果與經驗關聯(lián)式預測值的分析，驗證使用的物理模型及數(shù)值方法的合理性。同時將數(shù)值模擬結果與試驗數(shù)據(jù)及經驗關聯(lián)式進行了對比分析。
　　對反應堆棒束子通道模型進行湍流模型驗證及網(wǎng)格敏感性分析，確定SSG湍流模型模擬子通道內超臨界水傳熱特性。建立子通道窄縫

3、區(qū)物理模型，經湍流模型驗證及網(wǎng)格敏感性分析確定SSG湍流模型模擬子通道窄縫區(qū)內超臨界水二次流動特性。
　　對子通道內超臨界水流動傳熱特性進行數(shù)值模擬研究。詳細分析了質量流速、壓力、熱流密度以及柵距比對傳熱特性的影響。同時對子通道內中心區(qū)和窄縫區(qū)傳熱不均勻性進行研究。研究結果表明，質量流速增加，強化傳熱增強。大比熱區(qū)物性的劇烈變化引起了傳熱強化，在遠離臨界壓力時，流體的熱物性變化趨于平緩，傳熱強化降低。在較高質量流速下中心區(qū)與窄縫區(qū)

4、傳熱系數(shù)差值高于在較低質量流速下的差值。隨著柵距比的增加，子通道周向壁溫分布趨于均勻，中心主流區(qū)與窄縫區(qū)換熱系數(shù)差值減小。
　　對子通道窄縫區(qū)二次流動特性進行數(shù)值研究。研究結果表明，子通道在與主流區(qū)垂直方向形成了明顯的二次流場，二次流由位于中心主流區(qū)和窄縫區(qū)之間的4個對稱漩渦組成。壓力、熱流密度和質量流速對擬臨界區(qū)二次流結構影響不大，但對二次流流場的強度有較大影響。隨著壓力和質量流速的增加以及熱流密度的降低、均會使擬臨界區(qū)二次流流

5、速與主流速度的比值逐漸升高。
　　將數(shù)值模擬結果與試驗結果及經驗關聯(lián)式預測值對比分析，結果表明，數(shù)值模擬與試驗數(shù)據(jù)得到的內壁溫度與傳熱系數(shù)變化趨勢一致。在遠離大比熱區(qū)的低焓值區(qū)和高焓值區(qū)，數(shù)值模擬的結果能夠很好地預測超臨界水在子通道內的傳熱特性。但大比熱區(qū)劇烈的物性變化，數(shù)值模擬結果與經驗關聯(lián)式預測值有一定偏差。
　　本研究得到了國家自然基金（NO.51406026）和河南省高校創(chuàng)新人才計劃（NO.2012HASTIT018