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Indexed by:期刊论文

Date of Publication:2017-01-01

Journal:核动力工程

Included Journals:Scopus、EI、CSCD

Volume:38

Issue:2

Page Number:24-27

ISSN No.:0258-0926

Key Words:超临界水; 三角形子通道; 传热特性; 试验研究

Abstract:针对超临界水冷堆(SCWR)堆芯垂直上升类三角形子通道,开展超临界水的流动传热试验研究。反应堆堆芯类三角形子通道棒束直径为8
   mm、栅距比为1.4。试验参数范围为:热流密度q=200~800 kW/m~2、压力P=23~28 MPa、质量流速G=700~1 300
   kg/(m~2*s)。分析了q、P和G等热工参数对超临界水传热特性的影响。试验结果表明:超临界压力下,壁面温度T_w随q和P的增加而升高,传热系
   数峰值降低;提高G能够强化超临界水的传热,G增加,T_w降低,传热系数增大;当G增大到一定的程度,改变G对传热起到强化作用的效果不如在低G下显著
   ;当q达到800 kW/m~2时,在大比热区,Tw随焓值变化剧烈,传热系数峰值不明显;当P提高到28 MPa时,大比热区的强化传热作用被削弱。