金光遠, 韓月陽
(東北電力大學 能源與動力工程學院,吉林省吉林 132012)
常見壓水堆堆芯中央?yún)^(qū)域通常由一定數(shù)量的燃料棒、控制棒等按規(guī)律排布組成棒束系統(tǒng)。棒束系統(tǒng)單元的幾何結(jié)構(gòu)各有不同,內(nèi)部空隙流道中不同形式的冷卻劑的能量交換和質(zhì)量交換發(fā)生變化,呈現(xiàn)獨特的熱工水力特性[1],對該特性的研究可為反應堆優(yōu)化設計和安全運行提供數(shù)據(jù)支撐[2-4]。
近幾年,國外學者陸續(xù)開展了基于棒束通道間隙冷卻劑熱工水力特性的軟件模擬或?qū)嶒炑芯?。其中,日本是世界上沸水堆相關技術發(fā)展較為先進的國家。Sadatomi等[5]為代表的日本學者以實驗方法為主,對棒束單元通道內(nèi)的兩相流動特性進行初步實驗研究,也給出了棒束單元通道內(nèi)的參數(shù)測量與數(shù)據(jù)分析方法。國內(nèi)研究大多是通過CFD等模擬棒束單元的冷卻劑熱工水力特性,相關熱工流體實驗研究也僅限于宏觀角度,對定位格架的研究往往穿插于實驗研究和軟件模擬中。對棒束通道內(nèi)冷卻劑流動特性的研究結(jié)果[6]表明,棒束通道內(nèi)同一截面上存在不同兩相流流型,交混葉片對定位格架附近的流型影響較大;空泡份額因交混葉片而展平,空泡有向子通道中心積聚的趨勢。田齊偉等[7]針對棒束通道內(nèi)兩相流進行摩擦壓降計算,并提出預測經(jīng)驗關系式,但由于過渡流范圍較大,經(jīng)驗關系式并未分析其適用性。鑒于國內(nèi)外針對棒束通道內(nèi)兩相流摩擦壓降的研究未見普適的經(jīng)驗關系式,筆者以空氣-水為兩相流工質(zhì),結(jié)合近幾年相關領域的研究經(jīng)驗,選定最為常見的3×3棒束通道作為實驗通道結(jié)構(gòu),對豎直向上兩相流摩擦阻力特性進行研究,分析典型預測關系式的適用性,擬給出棒束通道內(nèi)兩相流摩擦壓降的合理化預測,為相關反應堆設計和安全運行提供一定參考。
實驗系統(tǒng)示意圖如圖1所示。實驗系統(tǒng)由供氣系統(tǒng)、水循環(huán)系統(tǒng)、實驗段主體和測量及采集系統(tǒng)構(gòu)成。常溫常壓狀態(tài)的空氣經(jīng)活塞式氣泵壓縮后存于儲氣罐中,使用時經(jīng)過減壓閥和止逆閥進入混合腔,與水回路中的去離子水充分混合后進入棒束實驗段,流經(jīng)實驗段后由上方汽水分離裝置排入大氣。去離子水儲存于水箱中,實驗時由離心泵提供驅(qū)動力,經(jīng)過濾器、調(diào)節(jié)閥和混合腔進入實驗段后返回水箱形成循環(huán)。
圖1 實驗系統(tǒng)圖
實驗段主體由3×3正方形布置的棒組及壁面構(gòu)成,相關幾何尺寸參考常見反應堆內(nèi)結(jié)構(gòu)進行設定。9個隔離棒直徑為8.1 mm,棒間距為10 mm,通道總長為2 000 mm,厚度為12 mm的壁面圍成32 mm左右的正方形通道,為保證棒束的剛性,距進出口300 mm處安裝定位架,2個測壓點則分別安裝在距進出口650 mm處。相關結(jié)構(gòu)尺寸見圖2。
圖2 棒束通道結(jié)構(gòu)圖
由于國內(nèi)外研究中未見討論摩擦壓降預測關系式在不同流型狀態(tài)下的評價,筆者將針對不同流型評價經(jīng)典分相流模型的預測結(jié)果,圖3給出了實驗段中出現(xiàn)的流型及存在范圍。
圖3 棒束通道中兩相流流型圖
測量及采集系統(tǒng)中,水流量和氣流量分別采用不同科式力質(zhì)量流量計測得,精度分別為0.1級和0.2級;測壓點采用壓力傳感器,量程均為100 kPa,精度為0.1級;所有數(shù)據(jù)均通過計算機統(tǒng)一采集獲得。
實驗中由于壓力傳感器直接安裝在測壓孔上,因此2個測壓點壓力之差就是實驗段兩相總壓降,絕熱條件下,實驗段的總壓降由重位壓降和摩擦壓降構(gòu)成:
Δpt=Δpf+Δpg
(1)
式中:Δpt為兩相流動總壓降;Δpf為摩擦壓降;Δpg為重位壓降。
實驗中可假設兩測點間空泡份額近似相等,則重位壓降可表示為:
Δpg≈[ρf(1-α)+ρgα]gh
(2)
式中:ρf、ρg分別為液相和氣相密度;α為空泡份額;h為測壓點距離;g為重力加速度。
棒束通道中的空泡份額α計算方法有很多,基本都以漂移流模型為主要形式,Chexal等[8]提出的模型是根據(jù)大量數(shù)據(jù)提出的經(jīng)驗性公式,綜合考慮了系統(tǒng)壓力、氣液相密度、氣液相雷諾數(shù)和管道尺寸等因素的影響,可廣泛應用于棒束通道系統(tǒng)中兩相流的空泡份額計算,本研究采用Chexal等提出的模型計算空泡份額。
漂移流模型形式如下:
jg/α=C0j+〈〈Vgj〉〉
(3)
式中:〈〈Vgj〉〉為漂移速度,m/s;C0為無量綱分布系數(shù)。
(4)
L是與壓力相關的修正系數(shù),其計算形式與臨界壓力pcrit和工作壓力p有關:
(5)
(6)
參數(shù)K0和r與氣液相雷諾數(shù)的修正有關,其計算式中有關于氣相雷諾數(shù)Reg和液相雷諾數(shù)Ref的判定如下:
(7)
漂移速度計算式為:
(8)
式中:σ為表面張力系數(shù);參數(shù)C2、C3、C4和C9分別與氣液相密度、液相雷諾數(shù)、管道尺寸和通道空泡份額的修正有關。
(9)
(10)
(11)
C9=(1-α)B1
(12)
C5和C7的計算式如下:
(13)
式中:D為水力直徑,m。
具體計算步驟如下:
(1)實驗中對于某一工況,由于系統(tǒng)壓力、管路尺寸、氣液相密度和氣液相雷諾數(shù)均可算出,即可得到參數(shù)C1、B1、r0、C5和C7,進而可以判斷得出參數(shù)C2、C3和C4的值。
(2)初始空泡份額的值可以選擇氣相體積含氣率β,將其帶入式(5)和式(12)中,得到參數(shù)L和C9。
(3)計算分布參數(shù)和漂移速度。
(4)根據(jù)式(3)計算輸出左端空泡份額的值。
(5)以輸出的空泡份額的值再作為輸入量,重復步驟(1)~步驟(4),直到輸入與輸出的空泡份額的差值在0.1%以內(nèi),即可得到該工況下的空泡份額。
通過空泡份額計算對應工況下的重位壓降,即可將摩擦壓降從總壓降中分離出來。
(14)
(15)
其中,液相壓力梯度和氣相壓力梯度可以通過單相流動的公式推導而來:
(16)
(17)
其中,Gtp為兩相質(zhì)量流速,kg/(m2·s);x為質(zhì)量含氣率;λl和λg分別為液相和氣相的摩阻系數(shù)(無量鋼),與所屬流態(tài)有關,參考文獻[9],可計算出層流-過渡流和過渡流-湍流的轉(zhuǎn)捩雷諾數(shù)分別為751和14 594,則不同流態(tài)條件下摩阻系數(shù)的計算式如下。
(18)
式(18)是分段函數(shù),可根據(jù)雷諾數(shù)判斷所屬區(qū)間,找到對應公式進行計算即可得出單相摩擦壓力梯度。
(19)
(20)
其中,參數(shù)C為分相流中表征兩相摩擦壓降關系的無量綱參數(shù)。馬蒂內(nèi)里參數(shù)X定義為:
(21)
后續(xù)學者關于分相流思想的兩相流摩擦阻力的計算都以參數(shù)C為主要研究對象。
選取近年來最新的研究成果,也是適用性較好,經(jīng)常被國內(nèi)外學者使用的Chisholm模型[11]、Lee-Lee模型[12]、Mishima-Hibiki模型[13]、Sun-Mishima模型[14]和Zhang-Mishima模型[15]共5種計算摩擦壓降的模型作為對比。
Chisholm等通過實驗得到式(19)中關于分液相折算系數(shù)的實驗數(shù)據(jù)圖,可以根據(jù)實驗工況直接查出C的值,大大方便了在工程上應用此關系式,Chisholm將氣液組分按不同的層流-湍流組合分成了4類,分別取C為5、10、12和20用于工程應用(見表1)。
Lee-Lee模型是對寬度為20 mm,高0.4~4 mm的水平矩形通道內(nèi)的兩相摩擦壓降進行實驗研究,結(jié)果表明,通道內(nèi)兩相壓降與氣液流速以及通道尺度有很大關系,參數(shù)C可用下式表示:
(22)
其中,A、q、r和S是表征不同形式流動變量的無量綱參數(shù),可通過表1查得。
表1 Chisholm模型和Lee-Lee模型中的計算參數(shù)
Mishima-Hibiki模型對窄矩形通道和直徑為1~4 mm的毛細管道內(nèi)的兩相流動特性進行了全面研究,對兩相流流型、氣彈特性、空泡份額和摩擦壓降等內(nèi)容的研究結(jié)果表明,在小通道內(nèi),表面張力對兩相流動特性影響開始變大,將參數(shù)C修正表示為當量直徑的函數(shù):
C=21(1-e-0.319D)
(23)
Sun-Mishima模型對通道內(nèi)兩相流動阻力特性的研究是從18篇公開發(fā)表的文獻中收集2 092個數(shù)據(jù)點,通過對已有模型的驗證、評價以及大量數(shù)據(jù)呈現(xiàn)出的結(jié)果,按照液相雷諾數(shù)對修正關系式的形式進行分類。當Rel<2 000時,參數(shù)C受Rel和Laplace常數(shù)La的影響較大,當Rel≥2 000時,參數(shù)C受氣相雷諾數(shù)與液相雷諾數(shù)的比值影響較為明顯,并首次提出在這一工況范圍內(nèi),Chisholm模型關系式可以根據(jù)實際適當變化,最終的修正式形式為:
當Rel<2 000時,
(24)
當Rel≥2 000時,
(25)
Zhang-Mishima模型針對微(小)通道的研究是通過神經(jīng)網(wǎng)絡方法等分析所列參數(shù)對兩相壓降的影響,并對已有的常用關系式的形式和適用程度進行評價。結(jié)果表明,所列參數(shù)中,當通道水力直徑、Weber數(shù)、全液相雷諾數(shù)、相對壓力和質(zhì)量含氣率作為輸入端研究時,對結(jié)果的影響在±5%以內(nèi),對Mishima-Hibiki模型的實驗結(jié)果與經(jīng)驗關系式進行改進,Zhang-Mishima模型提出的參數(shù)C為:
C=21[1-exp(-0.358/La)]
(26)
實驗中的誤差主要有:壓力傳感器、氣/液相質(zhì)量流量計和溫度計等的固有不確定度,采集板的不確定度,高速攝像儀自身的位置不確定度,各種數(shù)據(jù)多次測量樣本的不確定度,以及通過模型計算得到的參量的不確定度等。本節(jié)中僅給出各測量參數(shù)的總不確定度(總不確定度可以分成A類和B類不確定度的結(jié)合),而計算得到的參數(shù)不確定度與各傳遞函數(shù)和間接影響量有關。
A類不確定度ΔA是指多次測量一個相對穩(wěn)定的量,通過統(tǒng)計學規(guī)律給出的不確定度。測量儀器越精密,樣本容量越大,A類不確定度越小。實驗中得到的A類不確定度范圍是:流量0.7%~3%,壓力0.3%~2.5%,溫度0.1%~2.1%。
B類不確定度ΔB在本實驗中是指測量儀表自身和采集引起的不確定度。由于溫度的計量并未通過采集板得到,因此溫度測量的不確定度就是水銀溫度計的不確定度。實驗中得到的B類不確定度是:流量0.102%,壓力0.201%,溫度0.2%。
總不確定度Δ與A類不確定度和B類不確定度的關系如下:
(27)
得到的總不確定度范圍是:流量0.710%~3.001%,壓力0.361%~2.508%,溫度0.224%~2.11%
采用第2節(jié)給出的分離摩擦壓降方法,再通過選用的5種摩擦壓降的計算關系式得到摩擦壓降預測值Δpf,pred,并與實驗值Δpf,exp進行對比(見表2)。其中BF(Bubbly Flow)表示泡狀流流型范圍,SF(Slug Flow)表示彈狀流流型范圍,CF(Churn Flow)表示攪混流流型范圍,AF(Annular Flow)表示環(huán)狀流流型范圍,p表示誤差落入±30%的概率,K為平均相對誤差,定義為:
(28)
式中:N為數(shù)據(jù)點測量個數(shù)。
從表2可以看出,5種典型分相流模型在棒束通道中的摩擦壓降預測,針對不同流型的適用程度不同,按適用程度由高及低排列,分別是泡狀流、環(huán)狀流、彈狀流和攪混流。從整體預測結(jié)果分析可知,Chisholm模型雖然應用在壓降范圍中心的分散度較大,但其平均相對誤差在30%左右,落在±30%內(nèi)的概率超過75%,因此可用于棒束通道內(nèi)兩相流摩擦壓降的粗略估計;Lee-Lee模型從形式上講既考慮了通道尺度對摩擦壓降的影響,又給出了含有兩相速度的經(jīng)驗關系式,但該模型是基于矩形通道給出的,預測值與實驗值的平均相對誤差較大;Mishima-Hibiki模型和Zhang-Mishima模型的研究都基于小通道或者窄通道,給出的經(jīng)驗關系式都突出顯示了通道尺度的變化對兩相阻力特性的影響,在2個關系式中,Mishima-Hibiki模型的關系式適用性較好,但在不同流型中誤差也都在30%以上;Sun-Mishima模型基于大量的實驗結(jié)果,經(jīng)驗關系式涉及的影響因素較多,對比本實驗得出的摩擦壓降表明,其經(jīng)驗關系式在棒束通道的適用性較差。
表2阻力計算的分相流模型評價
Tab.2Evaluationofdifferentseparatedflowmodelsforcalculatingthefrictionalpressuredrop%
模型BFSFCFAFChisholm模型K20.3535.7842.0723.75p80.0772.1863.8579.51Lee-Lee模型K23.5739.4745.8927.85p75.8266.9260.7473.25Mishima-Hibiki模型K31.7847.2555.8136.91p72.9765.1963.4273.12Sun-Mishima模型K36.4951.9157.7943.97p67.6759.7154.0169.19Zhang-Mishima模型K34.9649.8157.9141.07p71.0963.9157.9164.67
綜上所述,典型分相流模型雖然考慮到通道尺寸、氣液相含量和氣液相雷諾數(shù)等參數(shù)的影響,但預測值與實驗值誤差較大,不能滿足反應堆優(yōu)化設計和安全分析對預測精度的要求,原因主要是棒束通道內(nèi)結(jié)構(gòu)對兩相流的相分布產(chǎn)生影響,呈現(xiàn)獨特的水力特性;棒束通道中單相過渡區(qū)域較寬,常見經(jīng)驗關系式往往是基于圓管或矩形通道中關于層流-湍流轉(zhuǎn)折雷諾數(shù)的判斷給出的。鑒于國內(nèi)外針對棒束通道內(nèi)兩相流摩擦壓降計算未見適用性好和被廣泛使用的經(jīng)驗化公式,筆者基于Lee-Lee模型,結(jié)合棒束通道特點,以分相流模型中的參數(shù)C為核心參數(shù),提出了適用于棒束通道的經(jīng)驗關系式,為后續(xù)針對相關問題的研究提供數(shù)據(jù)和理論支撐。
Lee-Lee模型主要考慮到氣液相雷諾數(shù)及氣液相含量等影響,結(jié)合棒束通道實際情況引入流型信息,將經(jīng)驗關系式按照流型不同進行分析,得到參數(shù)C的計算式如下:
(29)
其中,參數(shù)a1、a2、a3和a4的取值見表3。
表3 新模型中的參數(shù)C
修正后的公式預測值與實驗值的驗證見圖4。由圖4可知,新的經(jīng)驗關系式在不同流型狀態(tài)下的收斂度較好,總體上看,預測值與實驗值的平均相對誤差在-20%~25%,經(jīng)驗關系式的預測值與實驗值吻合較好。
圖4 實驗值與預測值比較
Fig.4 Comparison between experimental data and prediction results based on modified formula
(1)Chisholm模型應用在壓降范圍中心的分散度較大,但平均相對誤差較小,可用于棒束通道內(nèi)兩相流摩擦壓降的粗略估計;Lee-Lee模型是基于矩形通道給出的,預測值與實驗值的平均相對誤差較大;Mishima-Hibiki模型和Zhang-Mishima模型都基于小通道或者窄通道,在不同流型中誤差也都在30%以上;Sun-Mishima模型則基于大量的實驗結(jié)果,經(jīng)驗關系式涉及的影響因素較多,在棒束通道的適用性較差。
(2)分相流模型預測值與實驗值誤差較大,原因主要是棒束通道內(nèi)結(jié)構(gòu)對兩相流的相分布產(chǎn)生影響,呈現(xiàn)獨特的水力特性;棒束通道中單相過渡區(qū)域較寬,常見經(jīng)驗關系式往往基于圓管或矩形通道中關于層流-湍流轉(zhuǎn)折雷諾數(shù)的判斷給出公式。
(3)基于Lee-Lee模型,結(jié)合棒束通道特點,以分相流模型中的參數(shù)C為核心參數(shù),提出適用于棒束通道的經(jīng)驗關系式,修正后模型預測值與實驗值符合程度較高。
:
[1] YANG X, SCHLEGEL J P, LIU Y, et al. Experimental study of interfacial area transport in air-water two phase flow in a scaled 8×8 BWR rod bundle[J].InternationalJournalofMultiphaseFlow, 2013, 50: 16-32.
[2] GRIFFITHS M J, SCHLEGEL J P, CLARK C, et al. Uncertainty evaluation of the Chexal-Lellouche correlation for void fraction in rod bundles[J].ProgressinNuclearEnergy, 2014, 74: 143-153.
[3] PODILA K, RAO Y F. Assessment of CFD for the Canadian SCWR bundle with wire wraps[J].ProgressinNuclearEnergy, 2014, 77: 373-380.
[4] DAI Chunhui, WEI Xinyu, TAI Yun, et al. The optimum design of tight lattice reactor core with thin rod bundles[J].ProgressinNuclearEnergy, 2012, 59: 49-58.
[5] SADATOMI M, KAWAHARA A, KANO K, et al. Flow characteristics in hydraulically equilibrium two-phase flows in a vertical 2×3 rod bundle channel[J].InternationalJournalofMultiphaseFlow, 2004, 30(9): 1093-1119.
[6] 王小軍, 陳炳德, 黃彥平. 帶定位格架棒束通道內(nèi)兩相流型研究[J].核動力工程, 2003, 24(3): 249-252.
WANG Xiaojun, CHEN Bingde, HUANG Yanping. Study on two-phase flow patterns in rod bundles with spacers[J].NuclearPowerEngineering, 2003, 24(3): 249-252.
[7] 田齊偉, 閻昌琪, 孫立成, 等. 棒束通道內(nèi)兩相流動摩擦阻力特性分析[J].原子能科學技術, 2015, 49(5): 819-824.
TIAN Qiwei, YAN Changqi, SUN Licheng, et al. Analysis of frictional resistance of two-phase flow in rod bundle channel[J].AtomicEnergyScienceandTechnology, 2015, 49(5): 819-824.
[8] CHEXAL B, LELLOUCHE G. Full-range drift-flux correlation for vertical flows. Revision 1[R]. Palo Alto, USA: Electric Power Research Institute, 1986.
[9] CHENG S K, TODREAS N E. Hydrodynamic models and correlations for bare and wire-wrapped hexagonal rod bundles—bundle friction factors, subchannel friction factors and mixing parameters[J].NuclearEngineeringandDesign, 1986, 92(2): 227-251.
[10] LOCKHART R, MARTINELLI R. Proposed correlation of data for isothermal two-phase, two-component flow in pipes[J].ChemicalEngineeringProgress, 1949, 45(1): 39-48.
[11] CHISHOLM D. A theoretical basis for the Lockhart-Martinelli correlation for two-phase flow[J].InternationalJournalofHeatandMassTransfer, 1967, 10(12): 1767-1778.
[12] LEE H J, LEE S Y. Pressure drop correlations for two-phase flow within horizontal rectangular channels with small heights[J].InternationalJournalofMultiphaseFlow, 2001, 27(5): 783-796.
[13] MISHIMA K, HIBIKI T, NISHIHARA H. Some characteristics of gas-liquid flow in narrow rectangular ducts[J].InternationalJournalofMultiphaseFlow, 1993, 19(1): 115-124.
[14] SUN Licheng, MISHIMA K. Evaluation analysis of prediction methods for two-phase flow pressure drop in mini-channels[J].InternationalJournalofMultiphaseFlow, 2009, 35(1): 47-54.
[15] ZHANG W, HIBIKI T, MISHIMA K. Correlations of two-phase frictional pressure drop and void fraction in mini-channel[J].InternationalJournalofHeatandMassTransfer, 2010, 53(1/3): 453-465.