朱亮宇,丁錫嘉,張家磊,周 濤,*,秦雪猛
(1.華北電力大學 核科學與工程學院,北京 102206;2.華北電力大學 核熱工安全與標準化研究所,北京 102206;3.非能動核能安全技術北京市重點實驗室,北京 102206)
超臨界水堆(Supercritical Water Reactor,SCWR)是國際上選用的四代堆型六種中的唯一水堆,因其具有系統簡單、經濟性好、安全性好、熱效率高及技術繼承性好等優點而引起國內外研究者廣泛關注。超臨界水在管道中流動運行時,由于流體本身的純凈度問題及流體對管道的腐蝕作用等原因,超臨界水可能含有一定量的顆粒物雜質,對超臨界水的流動換熱傳熱特性有著重要影響。近年來,國內外研究人員對超臨界水換熱特性進行廣泛研究與分析。Azih等[1]通過數值模擬的方式研究超臨界水的對流換熱特性,得到動力黏度、雷諾數等因素對其換熱特性的影響。Wang等[2]對傾斜管內超臨界水傳熱特性進行實驗研究,獲得了臨界質量和最小傳熱系數、超臨界壓力和近臨界壓力下的傳熱數學關聯式。YayunWang等[3]對顆粒流采用酸漿分離法,對粒子采用集總電容近似法,分析包括自然對流在內的顆粒與流體之間的熱傳遞情況。馬棟梁、周濤等[4]采用數值模擬的方式,對超臨界水自然循環特性影響參數進行研究,得到加熱功率對自然循環流量的影響以及加熱功率、壓力等參數對換熱特性的影響。目前的研究工作主要在于超臨界水純凈流體的傳熱換熱特性[4-8]研究,而對于含有顆粒物的超臨界水傳熱特性研究較少。……