非能动冷却系统分离式热管传热性能研究

（南京工业大学 机械与动力工程学院，江苏 南京 211816)

核能是一种新能源，具有清洁和高效的优点，发电是核能利用的重要途径之一［1］。核电设备运行过程中，安全壳堆芯失冷会引发大量高温蒸汽泄漏和壳体内部的超温、超压以及安全壳破裂等严重后果。利用分离式热管进行安全壳散热，可避免在安全壳上大量开孔产生强度减弱及辐射泄漏，还可降低制造难度［2］。为了优化分离式热管的使用性能，许多学者进行了试验及模拟研究［3-6］。庄正宁等［7］对倾斜布置的分离式热管蒸发段进行了试验研究，其工质流动呈现明显的不对称性。杨海滨［8］通过数值模拟分析，得出管外温度对管内沸腾传热起着决定性作用，管外对流传热系数对传热的影响明显。贾凝晰等［9］分析了分离式热管应用于核电站散热的可行性，认为具有较好的应用前景。Kuang 等［10］使用 VOF（Volume of Fluid）模型对分离式热管蒸发段沸腾传热过程进行了模拟研究，证实该模型能有效模拟管内流型演变过程，认为事故发生之后，安全壳中混合气体的温度升高，并达到热管内工质沸腾温度，热管工质便会蒸发带走安全壳中的热量，并通过上升管到达冷凝段冷凝，再经下降管流回蒸发段，如此循环，不断地带走安全壳内因事故释放的大量热量。文中考察了安装倾角、质量流量、对流传热系数、外部流体温度变化对分离式热管流动换热性能的影响。

1 分离式热管传热性能研究方法

以核电站安全壳的非能……