超临界水反应堆传热分析

舒曦

【摘 要】超临界水堆（SCWR）是是被国际上选定为第四代核电系统长远开发的六种堆型之一，是在现有的轻水堆和超临界火电基础上开发出革新型设计。在超临界水堆的堆芯设计过程中，棒束间子通道内冷却剂流动的换热情况和子通道间的湍流交混系数的关系式是重要的参考数据。本文采用最目前世界上流行模拟软件fluent，利用gambit对子通道进行几何建模，主要分析目标为子通道间湍流交混系数β和对流换热系数h，得到换热系数在子通道中沿轴向的变化情况和子通道间湍流交混系数β在不同入口工况下的变化情况，最后拟出湍流交混系数通用经验关系式。

【關键词】超临界水堆（SCWR）；模拟软件fluent；湍流交混系数通用经验关系式

中图分类号： TK124 文献标识码： A 文章编号： 2095-2457（2018）05-0051-002

【Abstract】Supercritical water reactor （SCWR） is one of the six reactor types selected by the international community for long-term development of the fourth-generation nuclear power system. It is based on existing light water reactors and supercritical thermal power. Design. In the core design process of the supercritical water reactor， the relationship between the heat transfer conditions of the coolant flow in the sub-channels and the turbulent cross-mixing coefficient between the sub-channels is an important reference data. This paper adopts fluent， the most popular simulation software in the world， and uses gambit to geometrically model the subchannels. The main target is to analyze the turbulent cross-mixing coefficient β and convection heat transfer coefficient h between the subchannels， and obtain the heat transfer coefficient along the axis in the subchannel. The variation of turbulence and the variation of the turbulent cross-mixing coefficient β between the subchannels under different inlet conditions， and finally the general empirical relationship of the turbulent blending coefficient.

【Key words】Supercritical water reactor（SCWR）；Simulation software fluent；Turbulent intermixing coefficient general empirical relationship

0 前言

2001年7月，英、法、美、日等十个国家签署协议，正式成立了“第四代核能系统国际论坛（GIF）”，在第四代核能系统研讨会上，超临界水堆（SCWR）被GIF选为长远发展目标的6种堆型之一，也是唯一被选定的轻水堆型。

超临界水堆是一种很有前途的先进核能系统，热效率很高（大约45%，现有轻水堆的热效率约为33%），而且超临界水流无变相，可以采用直接循环，机组尺寸也相对的减小了[1]。

超临界水堆本质上是一种在更高压力和温度下运行的直接循环轻水堆冷却剂在临界压力以上运行避免了沸腾，在整个系统中冷却剂保持单相。因此，也就不需要循环泵和喷射泵、稳压器、蒸汽发生器、汽水分离器和干燥器。……