非能动余热排出系统换热特性研究及相关湍流模型评价

张盼; 赵传奇; 潘昕怿; 胡文超; 钱晓明

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非能动余热排出系统换热特性研究及相关湍流模型评价

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在全厂断电事故下,非能动核电厂的非能动余热排出热交换器(PRHR HX)将大多数的堆芯衰变热带出至内置换料水箱(IRWST),但PRHR HX属于大型非稳态热交换器,其传热机理十分复杂.为了弄清PRHRHX的换热特性,文章针对非能动堆芯冷却系统整体性能试验装置(ACME)上的PRHR系统,利用CFD方法开展数值计算,并与试验结果进行对比分析.结果发现:IRWST内沿垂直高度方向上存在明显的热分层现象,且温度沿径向方向趋于均匀分布.但SST湍流模型的计算结果要优于RNGk-ε模型,并与试验结果吻合良好;在IRWST底部区域,温度始终处于初始状态,在传热管下部水平段区域,温度上升较为明显,但高于该区域,温度上升又变得平缓,在传热管上部水平段区域,温度上升十分明显;在整个换热进程中,C型传热管的上部水平段带出了绝大部分的热量,而竖直段和下部水平段只带出了余下的少部分热量.

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来源
《核科学与工程》 |2021年第4期|720-726|共7页
作者
张盼; 赵传奇; 潘昕怿; 胡文超; 钱晓明;
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作者单位

生态环境部核与辐射安全中心北京100082;

生态环境部核与辐射安全中心北京100082;

生态环境部核与辐射安全中心北京100082;

生态环境部核与辐射安全中心北京100082;

生态环境部核与辐射安全中心北京100082;

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正文语种 chi
中图分类原子能技术的应用;
关键词
PRHR HX; SST模型; RNGk-ε模型; 热分层; 数值模拟;

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