核能科学与发电技术学报

典型核研究反应堆堆芯垂直矩形通道的数值传热分析

Said MA Ibrahim、Hesham F. Elbakhshawangy、Mohammed GA Fawaz

典型核研究反应堆堆芯垂直矩形通道的数值传热分析

分析并数值研究了湍流强制和混合对流水流经狭窄垂直矩形加热通道（模拟典型材料测试反应堆 (MTR) 的冷却通道）时的传热特性。对作为冷却剂的脱盐水在大气压下流经 80 cm 长、7 cm 宽、2.7 mm 间隙厚度的狭窄矩形通道时，在不同热通量下（几乎涵盖了单相液体中所有可能的热通量）进行数值求解。定性给出了横向归一化温度和速度分布的结果，并对向上方向的情况中的强制和混合对流进行了比较。获得了轴向位置和参数 Gr/Re 对强制和混合对流区域以及向上和向下流动方向的横向归一化温度分布变化的影响。还确定了前面几种情况下不同入口速度和热通量下的横向归一化速度分布。计算流体动力学 (CFD) 研究将有助于加深对不同情况下的现象的理解。