核主泵隔热装置温度场近似分析方法

来源：核动力工程杂志2018年第3期北京时间：

作者：徐胜利, 张锦, 钟少伟, 肖忠会

单位：1. 大连理工大学能源与动力学院, 辽宁大连, 116024;；2. 沈阳鼓风机集团有限公司, 沈阳, 110869；

摘要：核主泵隔热装置内部流道的多个位置通过沿周向分布的离散管连接,整个装置的精确流动传热分析需要采用三维精细计算模型,模型网格划分和计算都非常耗时。为满足设计初期阶段方案选型和结构优化的需要,针对含有周向离散管道的隔热装置,提出了一种温度场近似分析方法。通过通流面积等效和周向速度约束对周向离散管道进行简化,对隔热装置内部流场进行了计算,同时对比了速度场、压力场和温度场计算结果。结果表明,近似分析模型与三维精细模型的计算结果基本相同,近似分析模型可以用于隔热装置结构形式的选型和优化设计。

关键词：隔热装置, 流动, 传热, 近似分析

基金资助：国家自然科学基金资助项目（11402047）、“973”国家重点基础研究发展计划项目基金（2015CB057301）、中央高校基本科研业务费（DUT17GF202）