文章标题：海洋核动力平台PRHR HX池沸腾换热特性研究
文章作者：李鹏拯1, 李勇全1, 刘少有1, 朱东保1, 朱智强1, 孔夏明1, 王建军2
关 键 字：池沸腾;换热系数;非能动余热排出换热器;海洋核动力平台
文章摘要：为了研究海洋核动力平台非能动余热排出换热器(PRHR HX)池沸腾换热特性，设计搭建功率比1∶50的实验装置，研究PRHR HX运行过程中池沸腾传热特性，评价传统经验关系式在预测PRHR HX池沸腾换热系数时的适用性。实验结果表明PRHR HX局部池沸腾换热不均匀，PRHR HX下部沸腾强度明显弱于上部；随着热负荷升高，池沸腾换热趋于均匀。实验数据拟合所得到的半经验换热关联式与实验结果符合良好，偏差在±9%以内。研究结果可为海洋核动力平台非能动安全系统设计提供参考。