霍飛鵬,閆大強(qiáng),李京浩,王 捷
(1.清華大學(xué) 核能與新能源技術(shù)研究院,先進(jìn)核能技術(shù)協(xié)同創(chuàng)新中心,北京 100084;2.國家核電技術(shù)有限公司 北京軟件技術(shù)中心,北京 102209)
AP1000作為從國外引進(jìn)的第三代核電技術(shù),是我國在建和未來的主要堆型之一。福島核事故以后,許多國家政府以及科研機(jī)構(gòu)對(duì)嚴(yán)重事故下核電站的應(yīng)急響應(yīng)措施予以高度重視。與我國已有的核電站堆型不同,AP1000在嚴(yán)重事故工況下采用堆內(nèi)熔融物滯留(IVR)策略,冷卻水在壓力容器外壁與保溫層之間吸熱汽化形成自然循環(huán)將熔融物的熱量傳出,即壓力容器外部冷卻(ERVC),從而保持壓力容器的完整性,使堆芯熔融物滯留其中??梢奅RVC是IVR 能否成功實(shí)施的關(guān)鍵。
ERVC本質(zhì)上為壓力容器外壁上的過冷沸騰是否達(dá)到臨界熱流密度(CHF)的問題,目前國內(nèi)外對(duì)ERVC的研究多采用實(shí)驗(yàn)研究,用三維數(shù)值進(jìn)行模擬的較少。1999 年12 月,來自美國和歐洲的9個(gè)機(jī)構(gòu)組成的反應(yīng)堆壓力容器完整性評(píng)估(ARVI)研究小組開始研究關(guān)于如何保持壓力容器完整性的項(xiàng)目[1],進(jìn)行了EC-FOREVER實(shí)驗(yàn),并基于實(shí)驗(yàn)數(shù)據(jù)構(gòu)建分析程序模型進(jìn)而進(jìn)行結(jié)構(gòu)分析,自然對(duì)流和下封頭斷裂失效是其研究的重點(diǎn)。美國圣地亞國家實(shí)驗(yàn)室同樣以小比例實(shí)驗(yàn)裝置開展了圓筒沸騰(CYBL)實(shí)驗(yàn)[2];韓國原子能研究院通過外部自然循環(huán)堆芯冷卻性能實(shí)驗(yàn)(HERMES)[3],研究兩相自然循環(huán)流動(dòng)和傳熱機(jī)理。美國加州大學(xué)圣巴巴拉分校的全尺寸外部流道(ULPU-V)實(shí)驗(yàn)[4]針對(duì)AP1000進(jìn)行了CHF的實(shí)驗(yàn),本文選取該實(shí)驗(yàn)進(jìn)行模擬分析。
三維數(shù)值模擬與實(shí)驗(yàn)相比,可獲取整體流場數(shù)據(jù),能預(yù)測不同參數(shù)工況下流場的變化。本文擬對(duì)低壓過冷沸騰工況構(gòu)建三維流體力學(xué)模型,通過對(duì)Lee等的實(shí)驗(yàn)進(jìn)行模型驗(yàn)證,然后對(duì)AP1000ERVC 進(jìn)行數(shù)值模擬研究,并結(jié)合CHF模型分析ERVC的適用性。
ERVC實(shí)質(zhì)上是兩個(gè)問題的疊加:一是加熱壁面上發(fā)生過冷沸騰的兩相流問題;二是CHF問題。目前用計(jì)算流體力學(xué)(CFD)方法研究兩相流在國內(nèi)外日漸增多,尤其對(duì)簡單流型,如泡狀流,CFD 研究較為成熟。而對(duì)于CHF問題普遍以實(shí)驗(yàn)研究為主,用CFD 研究的較少,且大多關(guān)注棒束等高壓工況,而非AP1000 ERVC 對(duì)應(yīng)的低壓工況。Bergles等[5]提出,CHF 發(fā)生前后流場并無明顯變化,即是否達(dá)到CHF 對(duì)流場影響很小。因此,本文先通過CFD 方法模擬AP1000ERVC 的兩相流流場,再結(jié)合成熟合理的CHF 模型計(jì)算CHF值。
CFD 方法模擬過冷沸騰兩相流一般采用歐拉兩流體模型,即對(duì)氣相和液相分別求解質(zhì)量、動(dòng)量和能量方程,對(duì)相界面質(zhì)量、動(dòng)量和能量交換構(gòu)筑模型來封閉整個(gè)控制方程組。
1)控制方程
兩流體模型的控制方程是基于三維流體力學(xué)方程分別對(duì)每項(xiàng)建立方程組并進(jìn)行系綜平均,或時(shí)間、空間平均。經(jīng)過平均后,舍棄相界面上階躍變化的物理信息。兩相守恒方程組和相界面的3個(gè)守恒方程構(gòu)成了兩流體模型的控制方程組。文獻(xiàn)[6]對(duì)這兩個(gè)方程組進(jìn)行了簡化,并認(rèn)為相界面是由液相和氣相構(gòu)成的厚度很薄的控制體。
體積分?jǐn)?shù)守恒方程:
質(zhì)量守恒方程:
動(dòng)量守恒方程:
能量守恒方程:
其中:α為體積分?jǐn)?shù),下標(biāo)f和g分別代表液相和氣相,k代表兩相中的任一相;Γk為k 相因相變產(chǎn)生的質(zhì)量源;τk表示k 相切應(yīng)力張量;為k 相湍流應(yīng)力;vki表示相界面上k 相的速度;τki為相界面上k 相切應(yīng)力張量;pki為相界面上k 相的壓力;Mk為k 相界面上的動(dòng)量源;Mki為相間作用力;ek為內(nèi)能;qk為熱流率;為湍流產(chǎn)生的熱流率;Tk為壓力張量和切應(yīng)力張量構(gòu)成的應(yīng)力張量,Tk=-pkI+τk,I為單位張量;Ek為交界面上k 相的能量源;iki為相界面上k 相的比焓;qki為相界面作為控制體與相鄰的相傳熱的熱流密度;為相界面上的湍流作用做的功。
對(duì)于過冷沸騰兩相流問題,流型多以泡狀流為主,可假設(shè)相界面上的壓力、切向應(yīng)力與液相一致,相界面的比焓與同側(cè)相的一致,相界面的速度與氣泡速度一致。WTki近似為0。
簡化后,式(1)~(6)中除Γk、Mki、qki外的其他項(xiàng)均可由NS 方程的未知量,即速度、壓力、溫度等流場參數(shù)表示。因此需引入輔助模型將Γk、Mki、qki表示成流場參數(shù)的函數(shù),從而封閉整個(gè)方程組。
國內(nèi)外對(duì)兩相流中相界面的質(zhì)量傳輸、相間作用力、相間傳熱、氣泡直徑等研究較多,本課題組前期曾對(duì)相關(guān)模型進(jìn)行了總結(jié)與對(duì)比,本文僅列出最優(yōu)化的模型。
2)相界面熱流密度(qki)模型
在過冷沸騰中,近似認(rèn)為氣相不存在過熱,即氣相溫度等于飽和溫度。則相界面熱流密度由下式表示:
其中:Tsat為飽和溫度;hi為相間換熱系數(shù),通常用無量綱參數(shù)Nu 表示。Ranz等[7]給出了Nu和氣泡雷諾數(shù)ReB及液相普朗特?cái)?shù)Pr 的關(guān)系式:
3)相界面質(zhì)量傳輸(Γk)模型
相界面質(zhì)量傳輸是伴隨著蒸發(fā)或冷凝的能量傳輸過程進(jìn)行的,根據(jù)式(12)中的hi,Γk用下式表示:其中:hfg為蒸發(fā)潛熱;ai為相界面濃度。
相界面濃度ai是關(guān)于空泡份額、氣泡直徑、流道等效直徑的函數(shù)關(guān)系。Ishii等[6]給出了如下模型:
其中:αg為氣相體積分?jǐn)?shù);αgs為小氣泡區(qū)域的體積分?jǐn)?shù);Deq為等效直徑;dB為氣泡直徑。
在沸騰流動(dòng)中,氣泡的尺寸分布范圍很大。Kurul[8]認(rèn)為氣泡直徑dB與當(dāng)?shù)剡^冷度ΔTsub(ΔTsub=Tsat-Tf)呈正比。Koncar等[9]在Kurul模型的基礎(chǔ)上給出了低壓情況下的模型:
4)相間作用力(Mki)模型
在兩相流理論研究中,常將相間作用力拆分成5個(gè)部分,分別建立模型:
其中:MDg為拖曳力;MVg為虛擬質(zhì)量力;MLg為升力;MWg為壁面潤滑力;MTg為湍流擴(kuò)散力。
拖曳力MDg是定常流動(dòng)中兩相之間的主要相間作用力,意義在于當(dāng)兩相之間流動(dòng)速度不同時(shí),液相會(huì)推動(dòng)氣相或拖拽氣泡。
其中:vr=vg-vf;Ag為氣泡在流動(dòng)方向投影的橫截面積;VB為氣泡的體積;CD為拖曳力系數(shù),采用Ishii等[10]給出的模型計(jì)算。
升力MLg是氣泡在垂直于相對(duì)運(yùn)動(dòng)速度方向的速度梯度產(chǎn)生的力。升力的作用是將氣泡推向流速較低的區(qū)域。Drew 等[11]提出的升力表達(dá)式如下:
其中,CL采用Tomiyama[12]的升力系數(shù)關(guān)系式計(jì)算。
其中:yW為與壁面的垂直距離;nW為壁面單位法向量;CW1和CW2為壁面潤滑力系數(shù),在處理低壓工況時(shí),Koncar[9]采用CW1=-0.04,CW2=0.08。
其中:μtf為液相湍動(dòng)黏度;σtf為液相湍流施密特?cái)?shù),通常取1[14]。
CHF按照流場情況和觸發(fā)機(jī)理可分為兩類:干涸(Dry-out)和偏離泡核沸騰(DNB)。在過冷流動(dòng)和低空泡份額區(qū)域,發(fā)生的CHF 屬于DNB。本文關(guān)注的AP1000 ERVC 中的CHF屬于DNB類型。目前DNB 的物理機(jī)理尚未得到清楚的理解,得到較多認(rèn)可的有兩種理論模型:氣泡擁塞模型和液膜蒸干模型。
1)氣泡擁塞模型
Weisman等[15]提出在泡核沸騰起始點(diǎn)(ONB)后,加熱壁面上附著一層氣泡層。氣泡從上游進(jìn)入從下游流出。當(dāng)氣泡區(qū)中的氣泡密集到一定程度從而阻礙氣泡區(qū)與主流區(qū)之間的焓傳遞時(shí),即認(rèn)為發(fā)生了CHF。CHF模型如下:
其中:G 為 質(zhì) 量 流 速;x1、x2分 別 為 主 流 區(qū) 和 氣泡區(qū)的質(zhì)量含汽率;hf為飽和液相焓;hl為主流區(qū)的液相焓;hld為氣泡附著點(diǎn)處的液相焓;ib為氣泡層和主流層接觸面上的湍流強(qiáng)度;ψ 為壁面附近的速度波動(dòng)系數(shù)。
2)液膜蒸干模型
Fiori等[16]認(rèn)為,在低質(zhì)量流率、低過冷度下,在壁面附近會(huì)出現(xiàn)大氣彈,與壁面間有一層液膜。當(dāng)液膜蒸干時(shí)發(fā)生CHF。Lee等[17]總結(jié)出的液膜蒸干CHF模型如下:
其中:Gm為進(jìn)入液體薄膜的液體流率;δm為液體薄膜的厚度;hm為液體薄膜的焓;Lm為亥姆霍茲臨界波長;a1為經(jīng)驗(yàn)系數(shù)。
Lee[18]對(duì)常壓環(huán)形管道強(qiáng)制對(duì)流過冷沸騰的體積份額、兩相速度徑向分布等進(jìn)行了實(shí)驗(yàn)研究。內(nèi)管外徑19 mm,外管內(nèi)徑37.5 mm,全長為2.376m,內(nèi)管加熱,其中加熱段長度為1.67m,如圖1所示。圖1中,RO為外管內(nèi)側(cè)半徑,Ri為內(nèi)管外側(cè)半徑。加熱段的前后管道長度分別為0.28m 和0.61 m,局部參數(shù)測量位置位于距離加熱段出口0.06m 處。
圖1 Lee實(shí)驗(yàn)管道示意圖Fig.1 Schematic of Lee's experimental pipe
根據(jù)AP1000ERVC 的 物 理 過 程[4],壓 力容器外部的流道壓力約在0.13~0.16MPa之間,過冷度為13K 左右,因此本文選取表1中的3個(gè)實(shí)驗(yàn)工況進(jìn)行模擬計(jì)算。
表1 Lee[18]選取的實(shí)驗(yàn)工況Table 1 Experiment conditions of Lee[18]
1)網(wǎng)格無關(guān)性
由于實(shí)驗(yàn)管道是環(huán)形管道,中心對(duì)稱,所以計(jì)算域選取1/6的扇形棱柱。網(wǎng)格敏感性分析結(jié)果顯示,軸向網(wǎng)格和周向網(wǎng)格的精度均對(duì)計(jì)算結(jié)果影響不大,徑向網(wǎng)格的精度對(duì)計(jì)算結(jié)果影響較大。最終采用14(徑向)×12(周向)×100(軸向)的均分網(wǎng)格。
2)結(jié)果分析
計(jì)算采用ANSYS CFX 14.5,三維數(shù)值計(jì)算模型采用第1節(jié)中列舉的模型,計(jì)算結(jié)果與實(shí)驗(yàn)值的對(duì)比如圖2~4所示。其中,橫坐標(biāo)徑向位置是指距環(huán)形管軸線的距離,內(nèi)管外壁面徑向距離為0.009 5 m,外管內(nèi)壁面徑向距離為0.018 75m。
圖2 工況1計(jì)算結(jié)果與實(shí)驗(yàn)值對(duì)比Fig.2 Comparison between results of simulation and experiment for condition 1
由圖2~4可見,空泡份額分布趨勢及峰值的計(jì)算結(jié)果與實(shí)驗(yàn)結(jié)果基本符合。尤其是在靠近加熱壁面附近區(qū)域,計(jì)算值與實(shí)驗(yàn)值符合最好。而ERVC中CHF與壁面附近的流動(dòng)情況關(guān)系最為密切,壁面附近區(qū)域計(jì)算結(jié)果是否準(zhǔn)確決定了CHF 值計(jì)算的準(zhǔn)確性。Lee實(shí)驗(yàn)計(jì)算結(jié)果表明,使用三維數(shù)值計(jì)算方法可得到較為準(zhǔn)確的近壁面流場。
圖3 工況2計(jì)算結(jié)果與實(shí)驗(yàn)值對(duì)比Fig.3 Comparison between results of simulation and experiment for condition 2
圖4 工況3計(jì)算結(jié)果與實(shí)驗(yàn)值對(duì)比Fig.4 Comparison between results of simulation and experiment for condition 3
AP1000ERVC的工況參數(shù)和Lee實(shí)驗(yàn)工況的相同點(diǎn)是參數(shù)較為接近,皆為常壓,加熱壁面上發(fā)生過冷沸騰,且入口過冷度較相似。不同點(diǎn)是AP1000ERVC 為自然循環(huán),Lee的實(shí)驗(yàn)為強(qiáng)迫對(duì)流。由于AP1000ERVC 重點(diǎn)在CHF發(fā)生時(shí)的工況,且ULPU-V 實(shí)驗(yàn)采取的是緩慢升溫的手段,可看作準(zhǔn)穩(wěn)態(tài)過程,將CHF發(fā)生時(shí)的流量作為穩(wěn)態(tài)流量計(jì)算。因此將前文總結(jié)的三維數(shù)值計(jì)算模型用在ERVC工況計(jì)算中。
AP1000ERVC 的實(shí)驗(yàn)數(shù)據(jù)較少,本文采用ULPU-V 進(jìn)行研究。ULPU-V 是針對(duì)AP1000采用高度比為1比1的二維切片型實(shí)驗(yàn)裝置[19],如圖5所示。用電加熱塊模擬熔池?zé)嵩?,加熱功率模擬AP1000嚴(yán)重事故熔池?zé)崃髅芏确植?。冷凝器壓力?01 325Pa,溫度為373K,管道均為絕熱,加熱表面為90°圓弧形切片,半徑為2.006m,流道寬度為0.15m。從冷凝器到進(jìn)口擋板的高度為6.136m。
圖5 ULPU-V 實(shí)驗(yàn)裝置示意圖Fig.5 Schematic of ULPU-V facility
將進(jìn)口處記為0°,加熱流道出口處記為90°。由于實(shí)驗(yàn)考慮了不同流道寬度、不同工質(zhì)對(duì)結(jié)果的影響,真正與AP1000相符的實(shí)驗(yàn)數(shù)據(jù)只有71°和83°兩個(gè)角度的CHF 值,且公開文獻(xiàn)中無局部流場參數(shù)。
計(jì)算模型采用第2節(jié)驗(yàn)證過的三維數(shù)值計(jì)算模型,傳熱邊界條件采用實(shí)驗(yàn)中發(fā)生CHF時(shí)加熱塊的熱流密度。
CHF發(fā)生時(shí),流場并未發(fā)生明顯轉(zhuǎn)變,無法通過流型的過渡來判斷CHF 是否達(dá)到。而現(xiàn)有的關(guān)于DNB的CHF模型基本都表達(dá)為流場變量的函數(shù)。因此設(shè)想用三維數(shù)值模擬計(jì)算得到的流場數(shù)據(jù)結(jié)合CHF 模型推導(dǎo)出在此時(shí)流場變量下對(duì)應(yīng)的壁面位置的CHF 值,與三維數(shù)值計(jì)算的邊界條件中的熱流密度比較,如果反推出的CHF 值小于事先給定的熱流密度值,則認(rèn)為此邊界條件下會(huì)發(fā)生CHF。
由于AP1000ERVC兩相流流型以泡狀流為主,氣泡擁塞模型較液膜蒸干模型更為適合,因此本文選用Weisman等[15]提出的氣泡擁塞CHF模型,即式(23)。計(jì)算結(jié)果與實(shí)驗(yàn)值的對(duì)比列于表2。
表2 ULPU-V實(shí)驗(yàn)值與計(jì)算值比較Table 2 Comparison between results of experiment and simulation for ULPU-V
計(jì)算結(jié)果顯示71°和83°兩個(gè)角度計(jì)算值與實(shí)驗(yàn)值的相對(duì)偏差均在15%之內(nèi),說明三維數(shù)值計(jì)算結(jié)合CHF模型的可行性。
71°和83°兩個(gè)角度的計(jì)算值均較實(shí)驗(yàn)值偏小,說明流場結(jié)果結(jié)合CHF 模型的計(jì)算值小于給定的熱流密度邊界條件即實(shí)驗(yàn)值,驗(yàn)證了前文的設(shè)想。
另一方面,71°和83°兩個(gè)角度的計(jì)算值均較實(shí)驗(yàn)值偏小,為AP1000的技術(shù)改進(jìn)提供了保守性建議。
應(yīng)當(dāng)注意的是,已有的CHF 模型都有一定的誤差,且前述設(shè)想的充分必要性沒有嚴(yán)格證實(shí),需進(jìn)一步完善。
ERVC能否避免CHF 發(fā)生是AP1000嚴(yán)重事故響應(yīng)策略IVR 的關(guān)鍵。本文提出一種全新的方法,使用驗(yàn)證過的三維數(shù)值模擬方法得出流場結(jié)果,再結(jié)合已有的CHF 模型獲得流場結(jié)果對(duì)應(yīng)的CHF 值,與所給的熱流密度邊界條件比較得出此邊界條件下是否會(huì)發(fā)生CHF。計(jì)算結(jié)果表明這種方法有一定可行性,但需較為合適且準(zhǔn)確的CHF 模型,未來仍需詳細(xì)論證此設(shè)想的充分必要性。
[1] SEHGAL B R,THEERTHAN A,GIRI A.Assessment of reactor vessel integrity(ARVI)[J].Nuclear Engineering and Design,2003,221:23-53.
[2] CHU T Y,BENTZ J H,SLEZASEDAG S E.Ex-vessel boiling experiments:Laboratory-and reactor-scale testing of the flooded cavity concept for in-vessel core retention,Part Ⅱ:Reactorscale boiling experiments of the flooded cavity concept for in-vessel core retention[J].Nuclear Engineering and Design,1997,169:89-99.
[3] PARK R J,HA K S,KIM S B,et al.Twophase natural circulation flow of air and water in a reactor cavity model under an external vessel cooling during a severe accident[J].Nuclear Engineering and Design,2006,236:2 424-2 430.
[4] THEOFANOUS T G,LIU C,ADDITION S,et al.In-vessel coolability and retention of a core melt[J].Nuclear Engineering and Design,1997,169:1-48.
[5] BERGLES A E,LOPINA R F,F(xiàn)IORI M P.Critical-heat-flux and flow-pattern observation for low-pressure water flowing in tubes[J].J Heat Trans,1967,89:69-74.
[6] ISHII M,HIBIKI T.Thermo-fluid dynamics of two-phase flow [M].New York:Springer,2011.
[7] RANZ W E,MARSHALL W R.Evaporation from drops[J].Chem Eng Prog,1952,48(3):141-146.
[8] KURUL N.Multidimensional effects in twophase flow including phase change[D].US:Rensselaer Polytechnic Institute,1990.
[9] KONCAR B,KLJENAK I,MAVKO B.Modeling of local two-phase flow parameters in upward subcooled flow boiling at low pressure[J].Int J Heat Mass Transfer,2004,47:1 499-1 513.
[10]ISHII M,ZUBER N.Drag coefficient and rela-tive velocity in bubbly,droplet or particulate flows[J].AIChE J,1979,25:843-855.
[11]DREW D A,LAHEY R T,Jr.The virtual mass and lift force on a sphere in rotating and straining flow[J].Int J Multiphase Flow,1987,13:113-121.
[12]TOMIYAMA A.Struggle with computational bubble dynamics[C]∥Proceedings of Third Int Conf Multiphase Flow (CD-ROM).Lyon:[s.n.],1998.
[13]ANTAL S P,LAHEY R T,Jr,F(xiàn)LAHERTY J E.Ana1ysis of phase distribution in fully developed laminar bubbly two-phase flow[J].Int J Multiphase Flow,1991,17:635-652.
[14]BURNS A D B,F(xiàn)RANK T,HAMILL I,et al.The favre averaged drag model for turbulent dispersion in eulerian multi-phase flows[C]∥Proceedings of 5th International Conference on Multiphase Flow.Yokohama:[s.n.],2004.
[15]WEISMAN J,PEI B S.Prediction of critical heat flux in flow boiling at low qualities[J].Int J Heat Mass Transfer,1983,26:1 463-1 477.
[16]FIORI M P,BERGLES A F.Model of critical heat flux in subcooled flow boiling[C]∥Heat Transfer 1970.Amsterdam:Elsevier Publishing Company,1970.
[17]LEE C H,MUDAWAR I.A mechanistic critical heat flux model for subcooled flow boiling based on local bulk flow conditions[J].Int J Multiphase Flow,1988,14:711-728.
[18]LEE T H.Local flow characteristics of subcooled boiling flow of water in a vertical concentric annulus[J].International Journal of Multiphase Flow,2002,28:1 351-1 368.
[19]DINH T,TU J P,SALMASSI T,et al.Limits of coolability in the AP1000-related ULPU-2400 configuration Ⅴfacility[R].US:[s.n.],2003.