不同通道内超临界水流动换热特性

宋明强 周 涛 陈柏旭 黄彦平 夏榜样

1（华北电力大学 核热工安全与标准化研究所 北京 102206）

2（中核核反应堆热工水力技术重点实验室 成都 610041）

3（核反应堆系统设计技术国家级重点实验室 成都 610041）

4（非能动核能安全技术北京市重点实验室 北京 102206）

不同通道内超临界水流动换热特性

宋明强1,4周 涛1,4陈柏旭1,4黄彦平2夏榜样3

1（华北电力大学 核热工安全与标准化研究所 北京 102206）

2（中核核反应堆热工水力技术重点实验室 成都 610041）

3（核反应堆系统设计技术国家级重点实验室 成都 610041）

4（非能动核能安全技术北京市重点实验室 北京 102206）

以具有不同当量直径的矩形、圆形、三角形、环形等管道为研究对象，利用ANSYS CFX分别计算在定质量流量和定流体速度条件下，超临界水在不同通道内的流动换热特性。发现在定质量流量条件下，圆形通道换热特性最优，且小当量直径促进流体换热；在定入口流速条件下，环形通道换热特性最优，小当量直径管道促进亚临界流体换热，大当量直径管道促进超临界流体换热。

不同通道，超临界水，换热特性

超临界水堆(Supercritical Water Reactor, SCWR)是第四代核反应堆中唯一以轻水做冷却剂的反应堆。与目前运行的水冷堆相比，它具有系统简单、装置尺寸小、热效率高、经济性和安全性更好的特点。SCWR的研究对整个核能发展具有重要意义，有助于实现核能的安全、经济、可持续、防扩散等总体目标。

近年来，国内外学者对超临界水换热特性做出大量研究。Lee[1]对矩形通道超临界水换热特性进行研究，得出流体密度、速度和换热系数在强迫循环下的分布曲线，同时发现超临界水换热系数随矩形通道纵横比减小而增大。……