劉 卓,常華健,2
(1.清華大學(xué) 核能與新能源技術(shù)研究院,北京 100084;2.國核華清(北京)核電技術(shù)研發(fā)中心有限公司,北京 102209)
為滿足大型先進壓水堆核電站研發(fā)設(shè)計需求,實現(xiàn)對非能動安全殼冷卻系統(tǒng)(PCS)綜合性能的研究及對相關(guān)熱、質(zhì)輸運模型和分析程序的驗證,在綜合考慮建設(shè)試驗臺架的經(jīng)濟性的前提下,大量的縮小比例單項和整體性試驗臺架被建成以完成相關(guān)的設(shè)計驗證工作[1]??s比給殼內(nèi)冷凝換熱現(xiàn)象引入的失真直接影響了臺架中殼體熱導(dǎo)出的模擬效果,因此,研究并確定臺架縮比對冷凝液膜換熱的失真度,對于臺架設(shè)計和試驗結(jié)果分析的工程實踐均具有非常重要的指導(dǎo)意義。
本文以等效換熱系數(shù)的形式對PCS殼內(nèi)液膜冷凝在試驗臺架上的縮比失真進行研究,結(jié)合H2TS比例分析方法,評價縮比失真對模擬臺架中殼內(nèi)壓力響應(yīng)的作用。
壁面附近的傳熱過程如圖1所示。在壁面附近,依次有分別由冷凝液膜和混合氣體(空氣和水蒸氣)構(gòu)成的液體和氣體兩個邊界層。在忽略輻射換熱的條件下,熱量由氣體空間通過對流和冷凝傳遞給液膜,通過液膜的導(dǎo)熱傳遞給固體壁面,根據(jù)傅里葉導(dǎo)熱定律及牛頓冷卻公式,有如下溫差關(guān)系:
圖1 液膜傳熱示意圖
(1)
(2)
式(1)、(2)相加,可得到:
(3)
故液膜傳熱過程的等效換熱系數(shù)he為:
(4)
由于換熱機理不同,3種換熱過程對等效換熱系數(shù)的作用程度也不同,在事故下殼內(nèi)冷凝的環(huán)境里,3部分換熱系數(shù)的量級[2]分別為:
(5)
由式(5)可見,取倒數(shù)后導(dǎo)熱換熱系數(shù)的作用會大幅削弱,而冷凝換熱系數(shù)對等效換熱系數(shù)的影響最大,對流換熱系數(shù)次之。
對于沿豎直壁面下降的冷凝液膜,流動狀態(tài)會隨著液膜雷諾數(shù)Reδ的增加依次出現(xiàn)層流、波動和湍流過程,如圖2所示[3]。
圖2 冷凝液膜流動狀態(tài)示意圖
從而可解得層流液膜部分的導(dǎo)熱換熱系數(shù):
(6)
其中:Lliminar為層流液膜的長度;ρv為氣體的密度。
由于波動及湍流液膜流動目前尚無完善的理論求解方法,只能采用經(jīng)驗關(guān)系式獲得相應(yīng)階段液膜的導(dǎo)熱換熱系數(shù)。
波動液膜由于其增大的換熱面積、增強的內(nèi)部擾動及變薄的平均液膜厚度使得其換熱強于層流液膜[3]。經(jīng)調(diào)研,采用Kutateladze提出的經(jīng)驗關(guān)系式來計算波動液膜導(dǎo)熱的換熱系數(shù)[3]:
30 (7) (8) 其中:ifg為水的潛熱;υl為液體運動黏度;L為壁面長度;μl為液體動力黏度。 對于湍流部分的冷凝液膜,流動過程更為復(fù)雜,流動不穩(wěn)定性增大,換熱增強。經(jīng)調(diào)研,采用Butterworth的經(jīng)驗關(guān)系式模擬湍流階段的換熱系數(shù)[3]: (9) (10) 混合氣體換熱包括對流和冷凝兩部分,在假想事故下,噴放階段殼內(nèi)氣體的流動以強迫對流為主,在噴放后期的長時間里,殼內(nèi)氣體的流動均為湍流自然對流[5]。在WGOTHIC等已有安全殼分析程序中,出于保守考慮,將壁面處的氣體對流全部考慮為湍流自然對流[4],因此在本文分析中也對氣體邊界層做湍流自然對流處理。 目前已進行的絕大部分湍流自然對流換熱經(jīng)驗關(guān)系式的試驗均未考慮壁面長度變化對換熱的影響[6],比如WGOTHIC中采用McAdams關(guān)系式[7]計算混合氣體的對流換熱: (11) (12) (13) 其中:β為氣體膨脹系數(shù);GrL為混合氣體的格拉曉夫數(shù);ΔT為主流氣體和液膜表面的溫差;k為混合氣體的導(dǎo)熱系數(shù)。 采用Kreith傳熱傳質(zhì)相似原理[8]計算冷凝換熱: (14) (15) Dehbi[10]在壓力為0.15~0.45 MPa、壁面高度為0.3~3.5 m下,進行含不凝氣體的湍流自然對流下的冷凝液膜換熱小尺寸試驗,并通過試驗擬合出該試驗條件下的冷凝液膜換熱系數(shù): he=L0.05[(3.7+28.7p)- (16) 其中:p為混合氣體總壓;Xair為空氣的質(zhì)量分數(shù)。 雖然Dehbi的試驗尺寸相對殼內(nèi)實際較小,其擬合的關(guān)系式不能直接用于殼內(nèi)冷凝換熱系數(shù)的計算,但從該關(guān)系式可直接反映出,湍流自然對流下的冷凝液膜換熱會隨著壁面長度的增加而增強。Dehbi認為雖然隨著長度增加,液膜的增厚會增大導(dǎo)熱熱阻而使換熱減弱,但由于氣體邊界層內(nèi)湍流擾動的增大會強化換熱,而后者的影響大于前者。 Corradini[2]按Reynolds-Colburn熱量-動量相似原理推得了湍流自然對流關(guān)系: (1+0.494Pr2/3)-2/5 (17) 可依據(jù)Kreith熱質(zhì)相似原理進一步計算出傳質(zhì)換熱系數(shù)。 Kim等[11]按傳熱傳質(zhì)相似原理給出湍流自然對流下冷凝液膜的傳質(zhì)準(zhǔn)則關(guān)系式,并證實與Tagami[12]的試驗結(jié)果吻合良好: Sh=0.021(GrLSc)2/5Ra>1010 (18) 其中,Sh為舍伍德數(shù)。 取CAP1400冷段大破口事故(CL LOCA)下對應(yīng)的氣體狀態(tài)(主要為總壓力、蒸汽的摩爾濃度以及殼體內(nèi)壁溫度),分別按Kim模型和Corradini模型計算出液膜的冷凝傳質(zhì)換熱系數(shù)隨壁面長度的變化以及對應(yīng)的Ra的變化,并與McAdams模型的計算結(jié)果進行比較,結(jié)果示于圖4。 圖4 3種模型下液膜傳質(zhì)換熱能力對比 由圖4可明顯看出,隨著壁面長度的增加,Kim模型和Corradini模型得到的冷凝換熱系數(shù)均有明顯的增大,而與長度無關(guān)的McAdams模型得到的冷凝換熱系數(shù)在Ra較大時有很大的偏離(過低),因此不適于研究尺寸縮小對冷凝換熱的影響。這里需說明的是McAdams模型在長度約大于2 m后,較其他模型具有很好的保守性,因此從工程上安全分析的角度考慮,采用McAdams模型是可以接受的;而本文的重點是分析尺寸縮小對冷凝換熱的影響,故而應(yīng)選取保守性降低,但更為準(zhǔn)確的模型。 考慮Kim模型與Tagami試驗的結(jié)果有良好的一致性,本文采用Kim模型分析混合氣體換熱: (19) (20) 其中,x為摩爾分數(shù)。 在現(xiàn)象認定及排序表(PIRT)的指導(dǎo)下,參考Zuber等[13]提出的H2TS比例分析方法對PCS進行比例分析時,考慮事故發(fā)生后殼內(nèi)的壓力響應(yīng),進行了針對殼內(nèi)系統(tǒng)的比例分析。 以殼內(nèi)自由空間為控制體,考慮影響殼內(nèi)壓力的3個主要因素,即破口噴放、固體表面(殼體、殼內(nèi)熱阱)的冷凝及對流換熱過程,壓力變化率方程[14]為: (21) 對式(21)中的各變量進行無量綱化(表1)。表1中:下角標(biāo)“0”表示該變量的初始值,上角標(biāo)“+”表示該變量的無量綱量;τcv為殼內(nèi)響應(yīng)時間。 表1 壓力方程中變量的無量綱化 可以得到: (22) 式(22)中等號右邊的3個系數(shù)項表征了H2TS比例分析方法中相應(yīng)過程的特征時間比,即系統(tǒng)響應(yīng)時間τcv與特定輸運過程的特征時間τi之比[13]。欲滿足模型與原型相似,即須模型與原型中這3個特征時間比的比值(Π比)盡可能為1,即: (23) (24) (25) 其中,式(24)、(25)分別為與冷凝和對流相關(guān)的Π比,是本文主要關(guān)注的內(nèi)容。由于PCS試驗臺架中通常采用與原型相同的工質(zhì)(水蒸氣),故臺架與原型中氣體的熱力學(xué)性質(zhì)保持一致。同時要求臺架模擬出原型中的殼內(nèi)壓力響應(yīng),故氣體的狀態(tài)參數(shù)亦保持相同。在保證模型與原型具有相同系統(tǒng)響應(yīng)時間的前提下(即功率體積比相等),可將式(24)、(25)簡化為: (26) (27) 由于液膜換熱對總換熱的影響較小,如式(5)所示,出于計算的簡化,先對有解析解的層流部分液膜進行分析,依據(jù)式(4),按從1/1到1/10的比例計算不同縮比條件下的等效換熱系數(shù),同時計算不同縮比下等效換熱系數(shù)的失真量,結(jié)果列于表2。 表2 層流液膜縮比引入的等效換熱系數(shù)的相對失真量 注:相對失真=(he,test-he,prot)/he,prot×100% 隨著臺架尺寸縮小,液膜等效換熱系數(shù)亦會減小,即在縮小比例的臺架上,液膜的換熱過程較之原型是相對保守的。從表2可看出,隨著比例的減小,由于失真量增加,保守程度增大。雖然液膜的平均厚度會隨尺寸的縮小而減小,使得導(dǎo)熱換熱系數(shù)增加,但這種增加作用遠不如縮比使冷凝和對流換熱系數(shù)減小的作用明顯,這與Dehbi的結(jié)論相同。 進一步地,從Top-down比例分析的角度,在式(26)、(27)中,冷凝和對流這兩個重要的Π比反映了冷凝和對流過程對殼內(nèi)壓力變化的作用能力,欲保證原型和模型中這兩個重要現(xiàn)象相似,即是希望這兩個Π比為1。而對于不改變殼體形狀的縮比例臺架(保證殼內(nèi)流動相似),且對殼內(nèi)的熱阱等結(jié)構(gòu)件亦等比例縮小,若線性比例為lR,則有: (28) (29) 其中:AR為面積比;VR為體積比。 將式(28)、(29)代入式(26)、(27)中,可以得到: (30) (31) 如果采用McAdams關(guān)系式,即忽略縮比對冷凝和對流換熱的影響,則由式(30)、(31)可看出,兩個Π比即被轉(zhuǎn)化為面積體積比,這就出現(xiàn)了一很大的面積體積比的失真:例如一個按1/10比例設(shè)計的臺架,其冷凝和對流的Π比便是10。通常工程界認為可接受的縮比臺架失真范圍是Π比在0.5~2之間[14]。因此,只要臺架的尺寸不能做的足夠大(1/2以上),便會出現(xiàn)超過可接受范圍的冷凝和對流的Π比的失真。對此,通常采用在臺架上減小冷凝/對流面積或是預(yù)熱安全殼等方法彌補,這些做法可在有引入其他失真的可能性下一定程度地減小兩個Π比。而本分析的結(jié)果表明,冷凝傳質(zhì)率和對流換熱系數(shù)會隨尺寸的縮小而減小,這意味著可在一定程度上減小兩個Π比,使此過大的失真能在一定程度上得到減小,那么如果在臺架的比例分析中考慮之,會得到更為精準(zhǔn)和理想的結(jié)果,結(jié)果列于表3。 表3 考慮液膜失真后對Π比的改進 按照與分析層流液膜相同的方法,可計算出波動和湍流部分液膜等效換熱系數(shù)受縮比的影響。計算結(jié)果表明,隨著尺寸的減小,波動和湍流液膜的總換熱系數(shù)也會隨之縮小,與層流液膜的變化趨勢相同,故而關(guān)于縮比后臺架的液膜換熱更趨于保守的結(jié)論也適用于波動和湍流部分液膜。對3種流動狀態(tài)下液膜換熱的失真度的計算表明,湍流階段的失真略高于層流和波動階段的,但整體趨勢3者保持一致,如圖5所示。 圖5 3種液膜流型下的等效換熱失真對比 本文從液膜的換熱模型入手,在廣泛調(diào)研已有換熱模型的基礎(chǔ)上,對比并選取了適合本分析的混合氣體換熱模型,借鑒并實踐了H2TS比例分析方法,以等效換熱系數(shù)的形式,系統(tǒng)、深入地分析了安全殼內(nèi)冷凝液膜在縮小比例的試驗臺架上出現(xiàn)的失真現(xiàn)象,并評價了這種失真對PCS殼內(nèi)壓力響應(yīng)中冷凝、對流兩個重要的Π比的作用。由分析結(jié)果可以得到如下結(jié)論。 1) 縮小比例后臺架冷凝液膜的總換熱系數(shù)會低于原型,即換熱過程會更保守,且隨著臺架尺寸的縮小,保守性會增強; 2) 縮比引起的冷凝換熱系數(shù)的失真有助于減小比例分析中面積體積比失真而導(dǎo)致的過大的冷凝和對流的Π比; 3) 對于提升功率的大型先進壓水堆(如CAP1400),早期AP系列(如AP600)的湍流自然對流換熱關(guān)系式具有很強的保守性,如果需要精確計算換熱量,建議選擇范圍更為適合的關(guān)系式,通過單項或整體性試驗臺架獲得新的關(guān)系式則更為理想。 參考文獻: [1] 林誠格,郁祖盛. 非能動安全先進壓水堆核電站[M]. 1版. 北京:原子能出版社,2010. [2] CORRADINI M L. Turbulent condensation on a cold wall in the presence of a noncondensable gas[J]. Nuclear Technology, 1984, 64: 186-195. [3] FAGHRI A, ZHANG Y. Transport phenomena in multiphase systems[M]. Netherlands: Elsevier, 2006. [4] SPENCER D R, BROWN W L, WOODCOCK J. Scaling for AP600 containment pressure during design basis accidents, WCAP-14845, Rev.3[R]. USA: Westinghouse Electric Corporation, 1998. [5] HERRANZ L E, ANDERSON M H, CORRADINI M L. A diffusion layer model for steam condensation within the AP600 containment[J]. Nuclear Engineering and Design, 1998, 183: 133-150. [6] de la ROSA J C, ESCRIVA, HERRANZ L E, et al. Review on condensation on the containment structures[J]. Progress in Nuclear Energy, 2009, 51: 32-66. [7] ROHSENOW W M, CHOI H. Heat, mass, and momentum transfer[M]. Englewood Cliffs: Prentice-Hall, 1961. [8] KREITH F. Principles of heat transfer[M]. US: International Textbook Company, 1965. [9] CHAPMANN A J. Heat transfer[M]. 4th ed. London: Macmillan, 1989. [10] DEHBI A A. Analytical and experimental investigation of the effects of non-condensable gases on steam condensation under turbulent natural convection conditions[D]. USA: Department of Nuclear Engineering, M. I. T., 1990. [11] KIM M H, CORRADINI M L. Modeling of condensation heat transfer in a reactor containment[J]. Nuclear Engineering and Design, 1990, 118: 193-212. [12] TAGAMI T. Interim report on safety assessments and facilities establishment project for June 1965[R]. Japan: Japanese Atomic Energy Research Institute, 1965. [13] ZUBER N, WILSON G E, ISHII M, et al. An integrated structure and scaling methodology for severe accident technical issue resolution: Development of methodology[J]. Nuclear Engineering and Design, 1998, 186: 1-21. [14] BROWN W L. Scaling of the AP600 containment large scale test facility[C]∥7th International Conference on Nuclear Engineering. Tokyo, Japan: JSME, 1999.3 氣體換熱
4 比例分析
5 縮比失真分析
6 結(jié)論