第1期
第33卷
2013年
3月
核科学与工程
Nuclear Science and Engineering
Vol.33No.1
Mar.2013
窄矩形通道自然循环流动停滞与
临界热流密度研究
盛程1，周涛1，张蕾1，肖泽军”，黄彦平2（1.华北电力大学核热工安全与标准化研究所，北京102206 2.中核集团核反应堆热工水力技术重点实验室，四川成都610041）
摘要：在华北电力大学自然循环实验室进行了自然循环条件下牵矩形通道内的临界热流密度(CHF)实验，对实验中出现的流动停滞及传热思化现象进行了观察。提出自然循环饱和沸腾条件下，牵矩形通道内的流动停滞-传热恶化发生机理。即自然循环流量漂移发生后会产生流型变迁不稳定，继而造成流量的持续波动，并导致停滞现象，从而使出口附近的波膜层在一定的热流密度下被完全燕发并引起CHF 现象。而窄矩形通道内，由于受间欧尺寸的限割，蕉汽流对加热面上的液膜层产生挤压作用，加热面上液膜层厚度因此会变得较薄，在较小的加热量下便能发生传热恶化。基于机理分析，给出了相应的计算模型。引人了考虑窄通道间欧尺寸效应的无量纲约束数Nr和反映自然循环流动特点的特征因子C，分别对模型进行了修正，根据实验结果，对计算模型进行了多元回归拟合，并对其准确性进行了验证。通过对实验结果与模型计算值的比较发现，随着通道人口流速和系统压力的增大，CHF均增大；面随着出口干度的增大，CHF会减小，
关键词：窄矩形通道；自然循环；流动停滞；临界热流密度
中图分类号：TK124
文章标志码：A
文章编号：0258-0918(2013)01-0065-11
Studyonnaturalcirculationflowstagnationand criticalheatfluxinnarrowrectangularchannel
SHENG Cheng',ZHOU Tao',ZHANG Lei',XIAO Ze-jun',HUANG Yan-ping
(1. Institute of Nuclear Thermai-Hydraulic Safety and Standardization. North China Electrie Power University, Beijing, 102206, China;
2. CNNC Key Laboratory on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics Technology, Nuclear Power Institute of China, Chengdu of Sichuan Prov. 610041, China)
Abstract: Experiments of critical heat flux (CHF) under natural circulation condition in narrow rectangular channel were conducted in Natural Circulation Laboratory of North
收稿日期：2012-06-21；修回日期：2012-09-27
600010206（09260"211工程"三期校内面上项目（X10011)
作者简介：盛程（1985-），男，上海人，博士研究生，主要从事反应增热工流体方面的工作
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