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典型超临界二氧化碳强迫对流传热关联式评价分析
第 37卷 第 1期 核 动 力 工 程 V0l1．37．NO．1
2016 年 2 月 NuclearPowerEngineering Feb． 2016
文章编号：0258-0926(2016)01—0028-06；doi：10．13832OOnpe．2016．01．0028
典型超临界二氧化碳强迫对流传热
关联式评价分析
黄彦平，刘生晖，刘光旭，王俊峰，昝元峰，郎雪梅
中国核动力研究设计院中核核反应堆热工水力技术重点实验室，成都，610041
摘要：对不同类型的超临界二氧化碳 (S-CO：)强迫对流传热关联式进行分类整理，并基于公开发表的实
验数据，对典型 S-CO：强迫对流传热关联进行评价。结果表明：传热关联式在拟临界区域预测结果与实验结
果存在较大偏差，在传热退化恢复阶段预测能力较差；DongEokKim和MooHwanKim关联式预测结果与实
验数据吻合相对较好，84．53％的预测值与实验值偏差在4-30％以内。结合评价结果对典型传热关联式的结构特
点进行了分析讨论。
关键词：超临界二氧化碳 (S-CO：)；传热关联式；强迫对流传热；核反应堆工程
中图分类号：TKI24 文献标志码：A
EvaluationandAnalysisofForcedConvectionHeatTransfer
CorrelationsforSupercriticalCarbonDioxideinTubes
HuangYanping，LiuShenghui，LiuGuangxu，W angJunfeng，
ZanYunafeng，LangXuemei
CNNCKeyLaboratoryonNuclearReactorThermalHydraulicsTechnology，NuclearPowerInstituteofChina,Chengdu，610041，China
Abstract：Thispaperpresentsareview oftypicalheattransfercorrelationsforS。CO2，andallof
thesereviewedcorrelationswerepreliminarilyevaluatedbasedonamountsofexperimentaldatain
published literatures．Theresultsshow that thereexistssuperiordifferencebetweenthepredicted
andexperimentalNusseltnumbersin thenera criticalregion，andthepredictingabilityofthese
correlationsare1imitedinthestageofdeterioratedheattrna sferrecovery．ThecorrelationofDong
EOkKim andMOOHWna Kim givesthebestagreementwiththetestdataused．with84．53％ Ofthe
predictedNusseltnumberswithinamarginoferrorof+30％．Wealsocarriedoutananalysisonthe
structureofthecorrelationsbasedontheofFillerevaluation．
Key WOrds：Supercriticalcarbon dioxide．Heattransfercorrelations，Forced convection，
Nuclearreactorengineering
0 引 言 系，基于实验数据的传热关联式成为 S-CO2工程
超临界二氧化碳 (S-CO2)强迫对流传热是
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