核电安全壳内分离式热管蒸发段管束流体流动传热模拟

摘要

为了提高核电安全壳固有的安全性,设计了一种使用分离式热管的核电安全壳非能动冷却系统。采用计算流体力学方法对内径为?80 mm的大型分离式热管蒸发段管束内的流体流动与传热特性进行了模拟,得到了蒸发段管束内流体的流型以及不同因素对蒸发段管束内换热的影响。数值模拟结果表明,大型分离式热管蒸发段管束中流体的主要流型为混搅流;管内的汽泡带动液态水向上流动,部分液态水回流并冲刷壁面,换热管中心的流体流速要大于管壁附近的流体流速;在蒸发段倾角为50°～90°时,倾角越大换热效果越好,管间距取管径的1.75～2.25倍时,管间距越大换热效果越好。