袁紅勝,徐財(cái)紅,琚忠云,王 婷,曹志偉
基于THTF穩(wěn)態(tài)傳熱試驗(yàn)的LOCUST 1.2確認(rèn)
袁紅勝,徐財(cái)紅,琚忠云,王婷,曹志偉
(中廣核研究院有限公司 反應(yīng)堆工程軟件研究所,廣東 深圳 518026)
LOCUST是由中國廣核集團(tuán)有限公司(CGN)開發(fā)的熱工水力系統(tǒng)分析軟件。為支持LOCUST在壓水堆LOCA等事故分析中的應(yīng)用,進(jìn)行了基于美國橡樹嶺國家試驗(yàn)室開展的THTF穩(wěn)態(tài)噴放傳熱試驗(yàn)的確認(rèn)。模擬和分析的穩(wěn)態(tài)膜沸騰試驗(yàn)工況為3.07.9 B、3.07.9 N、3.07.9 W、3.07.9 H,涵蓋了高、低質(zhì)量流速和高、低壓的試驗(yàn)條件。首先給出了試驗(yàn)的簡短介紹,然后描述了該試驗(yàn)的LOCUST計(jì)算模型,最后通過計(jì)算結(jié)果與試驗(yàn)數(shù)據(jù)的比較,得出評估結(jié)論。評估結(jié)果表明LOCUST預(yù)測的CHF位置和棒表面溫度總體合理,軟件可用于模擬壓水堆噴放階段傳熱。觀察到壁溫的差異可能是由高估的夾帶或壁傳熱引起的,進(jìn)一步確認(rèn)具體原因需通過測量更多參數(shù)(如夾帶)的試驗(yàn)進(jìn)行評估。
CHF;膜態(tài)沸騰傳熱;臨界后傳熱;系統(tǒng)程序;
近十年來,我國針對先進(jìn)壓水堆開展了系列關(guān)鍵技術(shù)攻關(guān),實(shí)現(xiàn)了包括工業(yè)軟件在內(nèi)的關(guān)鍵技術(shù)突破。中廣核研究院在“華龍一號”研發(fā)過程中,開發(fā)了熱工水力系統(tǒng)分析軟件LOCUST。為了評估LOCUST軟件模擬關(guān)鍵現(xiàn)象和系統(tǒng)熱工水力響應(yīng)的能力,進(jìn)行了軟件的驗(yàn)證和確認(rèn)。軟件確認(rèn)通常采用全比例尺寸或部分比例尺寸臺架下的分離效應(yīng)試驗(yàn)和整體效應(yīng)試驗(yàn)進(jìn)行。對于特定關(guān)鍵現(xiàn)象或軟件模型,一般采用邊界條件清晰的分離效應(yīng)試驗(yàn)進(jìn)行軟件確認(rèn)。本工作是針對LOCA等事故中的重要現(xiàn)象臨界后傳熱(post-CHF)現(xiàn)象開展的部分分離效應(yīng)試驗(yàn)確認(rèn)。
對臨界后傳熱現(xiàn)象,國際主流熱工水力系統(tǒng)分析軟件ATHLET[1]、RELAP5[2]、TRAC-M[3]、TRACE[4]采用的KWU-Karlstein、THETIS boil-off、TPTF boil-off、OMEGA棒束、ORNL THTF、RIT加熱管、Lehigh棒束、RBHT等試驗(yàn)進(jìn)行臨界后傳熱現(xiàn)象的評估。本文選取1981年美國橡樹嶺國家試驗(yàn)室(ORNL)在熱工水力試驗(yàn)臺架(THTF)開展的3.07.9系列高壓高溫穩(wěn)態(tài)膜態(tài)沸騰傳熱試驗(yàn)[5],通過對比LOCUST計(jì)算值與試驗(yàn)數(shù)據(jù),評估LOCUST臨界后換熱相關(guān)模型對臨界熱流密度(CHF)和臨界后換熱現(xiàn)象的模擬能力,主要關(guān)注的參數(shù)為CHF位置及CHF點(diǎn)下游壁面溫度。
THTF 3.07.9系列穩(wěn)態(tài)膜態(tài)沸騰試驗(yàn)是1981年美國橡樹嶺國家試驗(yàn)室在THTF上開展的系列試驗(yàn)之一[5]。該試驗(yàn)是為了研究壓水堆LOCA下噴放階段穩(wěn)態(tài)傳熱現(xiàn)象,可用于確認(rèn)軟件對臨界后傳熱現(xiàn)象模擬能力。試驗(yàn)臺架由一個電加熱的加壓水回路組成,其內(nèi)部含有64個全尺寸長度8×8排布的燃料棒束。棒束結(jié)構(gòu)與17×17壓水堆(PWR)燃料組件一致,加熱段裝有6個定位格架。加壓水回路中主換熱器內(nèi)冷卻下來的水通過泵抽送,經(jīng)兩個控制閥進(jìn)入水平入口管段,隨后經(jīng)入口爆破片進(jìn)入豎直管段。之后,經(jīng)兩段外部下降段管后進(jìn)入下腔室,流入棒束通道進(jìn)行加熱,再經(jīng)上腔室進(jìn)入出口,最終進(jìn)入主換熱器冷卻。進(jìn)行穩(wěn)態(tài)膜態(tài)沸騰試驗(yàn)前,通過試驗(yàn)臺架改造將穩(wěn)壓器接點(diǎn)改至泵旁通管線。
圖1為THTF試驗(yàn)段含有64根電加熱棒束,其中60根為電加熱棒,4根為非加熱棒,加熱棒直徑為0.009 5 m,棒間距為0.012 7 m,與典型的壓水堆17×17燃料棒尺寸相同。THTF棒束軸向和徑向加熱功率分布平坦,軸向的加熱長度為3.658 m。圖中標(biāo)示了格架和熱電偶分布,在整個軸向上共25個熱電偶測量位置,且通道上部更為集中。典型穩(wěn)態(tài)條件下的測量精度如下:壁面溫度測量不確定度為11 ℃,流量測量不確定為9×10-5m3/s,壓力測量不確定度為0.041 4 MPa,熱流密度測量不確定度為43.35 W/m2。
圖1 棒束通道示意圖
針對彌散流膜態(tài)沸騰進(jìn)行試驗(yàn)研究中,最終獲得了不同熱通量、流量和壓力試驗(yàn)工況下穩(wěn)定的膜態(tài)沸騰。3.07.9系列工包含22組試驗(yàn),本文選取穩(wěn)態(tài)膜態(tài)沸騰3.07.9 B、3.07.9 N、307.9 W、307.9 H進(jìn)行了模擬,用于確認(rèn)LOCUST中的棒束臨界后傳熱模型。所選工況試驗(yàn)參數(shù)如表1所示,涵蓋了高壓和中壓工況,不同壓力下涵蓋了高、低流量或高、低熱流密度工況。
表1 試驗(yàn)工況
LOCUST是基于非平衡的兩流體六方程模型開發(fā)的壓水堆通用熱工水力軟件。目前,LOCUST主要用于“華龍一號”LOCA、SGTR和FLB等事故分析。本文采用的軟件版本為1.2.0。為模擬臨界后傳熱現(xiàn)象,軟件引入了查詢表或關(guān)系式等本構(gòu)模型。對非再淹沒工況,LOCUST默認(rèn)采用Groeneveld查詢表[6]計(jì)算CHF,采用Chen過渡沸騰傳熱模型[7]和Bromley膜態(tài)沸騰模型[8]的較大值模擬臨界后傳熱。應(yīng)當(dāng)指出,根據(jù)Analytis分析,程序過渡沸騰模型系數(shù)C2取值采用24.0[9]。此外,相關(guān)的模型還包括Taitel-Dukler[10]和Ishii等流型模型[11]、Chexal-Lellouche等相間阻力模型[12]和基于流型和過熱度的相間傳熱模型,這些模型詳見軟件理論模型手冊[13]。
分離效應(yīng)試驗(yàn)?zāi)M無需對整個試驗(yàn)臺架進(jìn)行建模,僅對所關(guān)注現(xiàn)象所在試驗(yàn)段進(jìn)行建模即可。節(jié)點(diǎn)圖如圖2所示,LOCUST對THTF棒束通道采用管部件模擬,管道的進(jìn)口邊界條件由接管和時變控制體模擬,出口壓力邊界條件由時變控制體模擬。管部件熱工水力直徑設(shè)置為0.012 3 m,水流通橫截面積設(shè)置為 6.181 2×10-3m2。試驗(yàn)段軸向上劃分26個控制體,其中底部和頂部各1個未加熱控制體,底部23個加熱控制體高為0.15 m,頂部一個加熱控制體高為0.208 m,總高度與試驗(yàn)保持一致。加熱棒模擬為一個熱構(gòu)件,其節(jié)點(diǎn)劃分與水力學(xué)構(gòu)件一一對應(yīng),熱構(gòu)件形狀為圓柱形,徑向劃為5個節(jié)點(diǎn)。熱構(gòu)件徑向四個區(qū)域由近至遠(yuǎn)分別設(shè)置為硼氮化物、鉻鎳鐵合金600加熱原件、硼氮化物和316鐵素體鋼,對應(yīng)的徑向厚度分別為1.7 mm、0.5 mm、1.7 mm和0.85 mm。由于軟件暫未考慮定位格架引起的傳熱變化,因此未對定位格架建模。
圖2 棒束通道節(jié)點(diǎn)圖
試驗(yàn)的初始和邊界條件如表1所示。入口流體溫度和壓力通過時變控制體定義,入口流速通過時變接管定義。出口壓力由出口時變控制體定義。功率通過對熱構(gòu)件施加內(nèi)熱源實(shí)現(xiàn),釋熱率由表1中的熱流密度換算而來。
本文所選工況,根據(jù)壓力和流量可分為高壓高流量(3.07.9B)、高壓低流量(3.07.9W)、低壓高流量(3.07.9N)和低壓低流量(3.07.9H)工況。試驗(yàn)中獲取了壁面溫度、流體溫度、壁面換熱系數(shù)、熱平衡含氣率等參數(shù)沿流動方向的結(jié)果,下文主要對各工況壁面溫度和熱平衡含氣率參數(shù)結(jié)果進(jìn)行分析。
工況3.07.9B是高壓高流量工況。圖3給出了軸向壁溫的預(yù)測值和試驗(yàn)值的比較。CHF發(fā)生在約1.5 m高度位置,試驗(yàn)預(yù)測位置為1.275~1.425 m,比試驗(yàn)位置略低1~2個控制體長度。在CHF下游區(qū)域,壁溫預(yù)測值與試驗(yàn)值均出現(xiàn)了下降趨勢,但預(yù)測值高于試驗(yàn)值80 K以上。上述偏差除受忽略與外殼間輻射及過早進(jìn)入臨界后傳熱模式影響外,還可能受post-CHF流型及相間模型的影響。LOCUST的post-CHF的流型分區(qū)沿用了pre-CHF的流型分區(qū)方法,因此流型存在一定的模型誤差,會通過影響相間傳熱和摩擦而影響壁面溫度的預(yù)測。由圖4可知,熱平衡含氣率預(yù)測值略低于試驗(yàn)值,導(dǎo)致該現(xiàn)象的原因可能為低估液相相變或高估液相夾帶。高估夾帶一般會使軟件低估壁面溫度,而低估液相的相變會使帶熱能力降低,從而高估CHF下游區(qū)域的壁面溫度。為確認(rèn)軟件的壁面?zhèn)鳠?、夾帶等模型具體影響,需對比夾帶和空泡等參數(shù)。
圖3 軸向壁面溫度結(jié)果對比-工況B
此外,由于暫軟件不具備格架的傳熱模型,無法預(yù)測到格架下游壁溫平均值的大幅下降。
圖4 熱平衡含氣率結(jié)果對比-工況B
工況3.07.9W是高壓低流量工況,入口過冷度也較工況3.07.9B更高。圖5給出了軸向壁溫的預(yù)測值和試驗(yàn)值的比較。由于流量和熱流密度都更低,發(fā)生CHF的位置也高于工況3.07.9B,在2.625~2.84 m高度之間。試驗(yàn)預(yù)測CHF位置為2.775~2.925 m,比試驗(yàn)位置略高約1個控制體長度。在CHF下游附近,壁溫預(yù)測值低于試驗(yàn)值,且偏差隨著距離CHF點(diǎn)距離增大而降低。出口附近壁溫的預(yù)測值基本落在試驗(yàn)數(shù)據(jù)范圍內(nèi)。LOCUST在post-CHF區(qū)域高估換熱系數(shù)的原因可能是高估壁面?zhèn)鳠峄驃A帶。由圖6可知熱平衡含氣率與壁溫的預(yù)測結(jié)果類似,即在CHF下游附近低于試驗(yàn)值,且隨著距離CHF點(diǎn)距離增大逐漸趨于試驗(yàn)值。由含氣率的低估可推測軟件可能高估了夾帶。
圖5 軸向壁面溫度結(jié)果對比-工況W
圖6 熱平衡含氣率結(jié)果對比-工況W
工況3.07.9N是低壓高流量工況,入口過冷度比工況3.07.9B略低。圖7給出了軸向壁溫的預(yù)測值和試驗(yàn)值的比較。試驗(yàn)中發(fā)生CHF的位置也高于工況3.07.9B,在2.625~2.67 m高度。試驗(yàn)預(yù)測CHF位置為2.775~2.925 m,比試驗(yàn)位置略高1~2個控制體長度。在CHF下游,壁溫預(yù)測值略低于試驗(yàn)值,預(yù)測值基本落在試驗(yàn)數(shù)據(jù)范圍內(nèi)。出口附近壁溫的預(yù)測值基本落在試驗(yàn)數(shù)據(jù)范圍內(nèi)。由圖8可知熱平衡含氣率在CHF下游附近低于試驗(yàn)值,且隨著低估量隨距離CHF點(diǎn)距離增大逐漸減小。
圖7 軸向壁面溫度結(jié)果對比-工況N
圖8 熱平衡含氣率結(jié)果對比-工況N
工況3.07.9H是低壓低流量工況,入口過冷度也較工況3.07.9N更高。圖9給出了軸向壁溫的預(yù)測值和試驗(yàn)值的比較。由于流量和熱流密度都更低,發(fā)生CHF的位置也略高于工況3.07.9N,在2.625~2.84 m高度。試驗(yàn)預(yù)測CHF位置為3.075~3.225 m,比試驗(yàn)位置略高約0.4 m。在CHF下游,壁溫預(yù)測值低于試驗(yàn)值,且偏差隨著距離CHF點(diǎn)距離增大而降低。LOCUST在post-CHF區(qū)域高估換熱系數(shù)的原因可能是高估壁面?zhèn)鳠峄驃A帶。由圖10可知熱平衡含氣率與壁溫的預(yù)測結(jié)果類似,即在CHF下游低于試驗(yàn)值,且隨著距離CHF點(diǎn)距離增大逐漸趨于試驗(yàn)值。由含氣率的低估可推測軟件可能高估了夾帶。
圖9 軸向壁面溫度結(jié)果對比-工況H
圖10 熱平衡含氣率結(jié)果對比-工況H
對THTF穩(wěn)態(tài)噴放試驗(yàn)不同壓力和流量的4個工況進(jìn)行了建模,通過分析壁溫和熱平衡含氣率參數(shù),評估了LOCUST軟件臨界后換熱相關(guān)模型性能。通過評估可知:
(1) LOCUST對CHF預(yù)測效果較好,CHF位置預(yù)測的最大偏差約為0.4 m;
(2) LOCUST基本可復(fù)現(xiàn)THTF試驗(yàn)的post-CHF傳熱現(xiàn)象,但因忽略輻射傳熱、高估夾帶等原因引起部分壁溫預(yù)測偏差。
[1] Lerchl, G. et al..ATHLET 3.2 Validation. GRS-P-1/ Vol.3 [R]. 2019.
[2] Information Systems Laboratories,Inc.. RELAP5/MOD3.3 code manual volumeⅢ:developmental assessment problems: NUREG/CR-5535[R]. 2001.
[3] Los Alamos National Laboratory.TRAC-M-F77 Version 5.5 Developmental Assessment Manual [R]. 2001.
[4] Nuclear Regulatory Commission.TRACE V5.0 assessment manual [R]. 2012.
[5] G.L.Yoder,et al.. Dispersed flow film boiling in rod-bundle geometry steady state heat transfer data and correlation comparisons [R]. NUREG/CR2435.1982.
[6] D.C.Groeneveld,S.C.Cheng,and T.Doan. 1986 AECL-UO Critical Heat Flux Lookup Table [J].Heat Transfer Engineering, 1986, 7(1-2): 46-62.
[7] J.C. Chen,R.K. Sundaram,and F.T.Ozkaynak.A Phenomenological Correlation for Post-CHF Heat Transfer [R]. NUREG-0237.June 1977.
[8] L.A.Bromley. Heat Transfer in Stable Film Boiling [J]. Chemical Engineering Progress, 1950: 221-227.
[9] G.Th.Analytis,Study of the post-CHF wall heat transfer package of RELAP5/MOD3.3 during blow-down [J]. Annals of Nuclear Energy, 2004, 31: 1053-1068
[10] Y.Taitel,D. Bornea,and A.E.Dukler,Modeling Flow Pattern Transitions for Steady Upward Gas-Liquid Flow in Vertical Tubes,AIChE Journal,1980,26: 345-354.
[11] M. Ishii,G.De Jarlais. Inverted Annular Flow Modeling [C]. Advanced Code Review Group Meeting,Idaho Falls,ID,July 27,1982.
[12] B. Chexal and G.Lellouche. A Full-Range Drift-Flux Correlation for Vertical Flows(Revision1)[R]. EPRI NP- 3989-SR,September 1986.
[13] CNPRI. LOCUST 1.2軟件理論模型手冊[R]. CNPRI- GN- F11-15SDC008-005,2021.
Validation of LOCUST 1.2 Against THTF Steady Heat Transfer Experiment
YUAN Hongsheng,XU Caihong,JU Zhongyun,WANG Ting,CAO Zhiwei
(China Nuclear Power Technology Research Institute Co.,Ltd,No.1001 Shangbu Middle Road,F(xiàn)utian District,Shenzhen of Guangdong Prov. 518026,China)
LOCUST is a thermo-hydraulic system analysis code developed by China General Nuclear Power Corporation (CGN). To support the application of LOCUST in analysis such as PWR LOCA accidents, the validation of LOCUST blowdown heat transfer performance against THTF steady experiments, which was conducted by the Oak Ridge National Laboratory, was carried out. The steady film boiling experiments simulated and reported are tests 3.07.9B, 3.07.9N, 3.07.9W, 3.07.9H, which cover the test conditions of high and low mass flux and high and low pressure condition. A short introduction of the experiments is given and then the LOCUST input model of the facility is described. Lastly, the calculation results were compared with data followed by a conclusion of the assessment. The overall reasonable prediction of the CHF position and the rod surface temperature shows that LOCUST can be used to simulate blowdown heat transfer of PWR. Small discrepancy of the wall temperature was observed that can be caused by over predicted entrainment or wall heat transfer, which can only be specified by further assessment with measured parameters such as entrainment.
CHF; Film boiling heat transfer; Post-CHF heat transfer; System code
TL33
A
0258-0918(2022)06-1377-06
2021-10-13
袁紅勝(1989—),男,山東菏澤人,博士,現(xiàn)從事熱工水力軟件研發(fā)相關(guān)研究