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      C型換熱器管外流體兩相自然循環(huán)數值模擬

      2014-08-06 08:49:18丁銅偉
      原子能科學技術 2014年9期
      關鍵詞:直管熱管水池

      陳 薇,王 盟,丁銅偉

      (1.國核(北京)科學技術研究院有限公司,北京 100029;2.國家國防科技工業(yè)局 核技術支持中心,北京 100037)

      第三代核電站的一個顯著特點是廣泛采用非能動安全系統(tǒng),非能動安全系統(tǒng)的應用可有效降低堆芯熔毀概率和放射性物質泄漏,提高了系統(tǒng)運行的可靠性[1]。非能動余熱排出換熱器是其中的關鍵設備,其換熱性能直接關系到整個系統(tǒng)的安全性和緊湊性。非能動余熱排出換熱器通常浸沒在大容積冷卻水池內,通過與管外流體的對流換熱導出反應堆衰變熱。系統(tǒng)剛啟動時,大容積冷卻水池內流體過冷度較大,換熱管外側為單相對流換熱,隨冷卻水溫度的升高,換熱管外側轉變?yōu)檫^冷沸騰直至飽和沸騰。

      換熱器管外流體運動特性復雜,借助CFD手段捕捉管外流體運動特性,可為非能動余熱排出換熱器的設計提供支持。薛若軍等[2]用FLUENT軟件研究了管外流體單相自然對流換熱,但對于兩相自然循環(huán),由于涉及到過冷沸騰等復雜現象,CFD程序的適用性有待進一步驗證,C型等復雜結構換熱器管外流體兩相自然循環(huán)特性的研究也幾乎未開展。

      本文建立C型換熱器管外流體簡化分析模型,模擬反應堆安全殼內置換料水箱(IRWST)冷卻水池中典型的兩相自然循環(huán)特征,計算結果可為非能動余熱排出換熱器的設計提供支持。

      1 數值方法[3-4]

      本研究的難點是如何模擬大容積冷卻水池內的沸騰特性。目前,壁面熱流分配模型(RPI)已成功用于流動條件下過冷沸騰模擬,如豎直環(huán)管內過冷沸騰現象[5]、反應堆燃料組件CHF預測[6]等。本研究首先驗證數值計算方法對大容積水池內兩相自然循環(huán)的適用性。

      1.1 壁面熱流分配模型

      過冷沸騰時,壁面上的熱流密度qw可分為3部分:單相對流換熱熱流密度qc、驟冷熱流密度qq、蒸發(fā)熱流密度qe,即:

      qw=qq+qe+qc

      (1)

      其中:

      qc=hcAl(Tw-Tf)

      (2)

      式中:Tw為壁面溫度,K;Tf為流體溫度,K;Al為壁面上液相所占份額;hc為單相對流換熱系數,hc=Stρfcpfuf,W/(m2·K),St為局部Stanton數,St=Nu/PrRe,Pr為液體普朗特數,uf為近壁面第1個控制體內與加熱面平行的流體速度,cpf為液相比定壓熱容,J/(kg-1·K)。

      (3)

      (4)

      式中:hsat為飽和氣體焓,J/(kg·K);hf為液體焓,J/(kg·K)

      1.2 相間力模型

      (5)

      其中,曳力為:

      被解釋變量:選取企業(yè)的總稅負率作為衡量企業(yè)總稅負的指標,選取銷售利潤率(又稱為凈利潤率)作為衡量企業(yè)盈利能力的指標。

      (6)

      式中:CD為曳力系數,由經驗關系式確定;α為空泡份額;Ug、Uf分別為氣體和液體速度,m/s。

      升力為:

      (7)

      ωf=curlUf

      (8)

      式中,CL為升力系數。

      湍流耗散力為:

      (9)

      式中:nw為壁面法向量;CWL為壁面潤滑力系數,由經驗關系式確定。

      壁面潤滑力為:

      (10)

      1.3 相間傳熱模型

      采用Ranz-Marshall模型計算主流流體間氣液兩相間換熱:

      (11)

      式中:k∞為液體導熱系數,W/(m·K);Red為氣體雷諾數。

      2 程序驗證

      用上述模型模擬大容積水池內氣液兩相自然循環(huán)特性,并將計算結果與Asdozi試驗[7]對比,Asdozi試驗為大容積水池加熱試驗。試驗段圓柱形表面為加熱面,加熱功率隨時間的變化示于圖1,試驗段直徑為0.25 m,高為0.25 m,工質為水,初始水位高度為0.21 m。流體溫度用熱電偶測量,其中T12、T14、T17號熱電偶沿水池軸線方向布置,與水池底部的距離分別為20、90及195 mm。

      計算中將圓柱形試驗段簡化為二維切片結構,周向劃分一層網格,兩個對稱的矩形面設置為旋轉周期性邊界條件。軸向劃分50個網格,徑向劃分100個網格,第1層網格距壁面0.5 mm。選用兩流體方程求解,兩相工質分別為水和水蒸氣,水為連續(xù)相、水蒸氣為彌散相,連續(xù)相湍流模型選用SST模型,彌散相選用零方程求解,即彌散相隨連續(xù)相運動,不單獨求解動量方程。壁面熱流密度根據試驗參數擬合輸入,出口定義為degassing邊界條件,這類邊界條件對氣體和液體進行不同處理:對于氣體,出口為outlet邊界;對于液體,出口為wall邊界,即允許氣體溢出,而液體滯留在水池內。

      相間作用力考慮曳力和非曳力,曳力選用Ishii模型,非曳力包括升力、壁面潤滑力、湍流耗散力,分別選用Tomiyama、Antal、Favre模型。

      加熱過程中,流體升溫特性曲線計算值與實驗值對比如圖2所示。從圖2可看出,計算值與實驗結果基本相同。大容積水池內流體升溫過程可分為兩個階段,第一階段為單相自然循環(huán)階段,此時水池內流體溫度較低,流體溫度逐漸升高且呈現了明顯的溫度分層,水池上部流體升溫速度高于水池下部流體升溫速度。第二階段為兩相自然循環(huán)階段,這一階段流體升溫特性與前一階段明顯不同,如在1 250 s左右,T12熱電偶溫度由330 K左右階躍上升至飽和溫度,這是因為加熱壁面產生氣泡后,兩相自然循環(huán)能力增強,水箱內流體攪混劇烈,導致溫度階躍上升。

      圖2 升溫過程中流體溫度計算值與實驗值的對比

      從上述分析可知,計算中采用的過冷沸騰模型、湍流模型等能較好地模擬大容積水池內兩相自然循環(huán)特性,這為后面分析C型換熱器管外流體特性奠定了基礎。

      3 C型換熱器管外流體流場分析

      3.1 計算模型

      AP1000 C型換熱器有689根換熱管,IRWST水體積可達2 092 m3,由于本文重點關注C型換熱器管外流體典型流動、傳熱特征,因此建立了簡化的分析模型,如圖3a所示。水池直徑約0.24 m,高約0.23 m,內含1根C型換熱管,換熱管直徑0.03 m。本文僅關注換熱管外流體,將換熱管壁面簡化為定熱流密度邊界條件,如需計算實際條件,可考慮換熱管內、外流體的耦合換熱。采用結構化網格劃分計算域,并對換熱管近壁面區(qū)域、水池上部區(qū)域進行了加密處理。為方便說明水池內部流場特性,在計算域內設置了兩個監(jiān)測面,分別為Plane1和Plane2,監(jiān)測面的位置如圖3a所示。另外,建立了直管型換熱器分析模型,用于對比分析,以便更好地反映C型換熱器管外流體的運動特性,計算模型如圖3b所示,換熱管的布置位置與C型換熱器的相同。

      圖3 管外流體計算模型

      3.2 計算結果及分析

      加熱初始階段,Plane1流體溫度、速度分布如圖4所示。加熱初始階段,有兩個區(qū)域內流體溫度最先升高,一個為水平管上方區(qū)域,另一個為被C型換熱管包圍區(qū)域。在浮升力作用下,高溫流體向上流動,并聚集在水池頂部,因此水平管上方流體溫度最先升高,且溫升速度較快。對比速度分布圖可發(fā)現,流體沿著豎直管壁向上運動,并順著換熱管彎管弧度方向發(fā)展,在水平管上方流速達到最大,隨后向水池內非加熱區(qū)擴展,高溫流體也隨著向外擴展。被C型換熱管包圍區(qū)域,由于加熱面較多,流體溫度較高,在重位壓差作用下,產生局部循環(huán)流動。

      加熱中期,Plane2流體溫度、速度分布如圖5所示。隨加熱時間的增加,流體溫度上升,水池內出現溫度分層,且由于溫差加大,流體速度也增加。換熱管彎頭附近流體速度最大,這是因為該部分流體溫度較高,管壁對流動也無阻滯作用。水池上部及換熱管彎頭附近由于擾動劇烈,流體溫度基本相同。

      加熱后期,Plane1空泡份額、流體速度如圖6所示。加熱后期,水池上方流體接近于飽和,開始沸騰并產生氣泡,與初始階段升溫特性類似,氣泡最先產生在水平管上方及被C型換熱器包圍的兩個區(qū)域,且水平管上方氣泡較多。沿著換熱管彎頭向上,流體受到的浮力較大,速度也較大,由于速度分布不均,導致水平管上方空泡份額分布呈波動狀態(tài)。被C型換熱器包圍區(qū)域,換熱管彎頭及水平管下方局部位置上的空泡份額最大,這是因為壁面的滯止作用導致氣泡難以脫離,從而發(fā)生了氣泡聚集。產生氣體后,管外流體由單相自然循環(huán)過渡到兩相自然循環(huán),循環(huán)能力顯著提高。

      圖4 C型管外流體加熱初始階段溫度和速度分布

      圖5 C型管外流體加熱中期溫度和速度分布

      圖6 C型管外流體加熱后期溫度和速度分布

      3.3 與直管型換熱器的對比

      為更好地反映C型換熱器管外流動特征,本文同時分析了直管型換熱器,計算中直管型換熱器的加熱功率與C型換熱器的相同。圖7為t=90 s時,水池內溫度、速度分布,此時大容積水池內為單相自然循環(huán),流體溫度在重力作用下形成了分層,速度分布較規(guī)則。

      圖8為t=300 s時,水池內溫度、速度分布。隨加熱時間的增長,水池上部流體溫度達到飽和,加熱壁面附近產生氣體,由單相自然循環(huán)轉變?yōu)閮上嘧匀谎h(huán),自然循環(huán)流速增加,且在加熱水箱上部局部位置產生了較大的湍動渦流。

      圖9為C型及直管型換熱器管外流體升溫特性,其中Plane3、4、5、6分別距水池底部0.05、0.1、0.15及0.2 m。C型換熱器管外流體溫差低于直管型換熱器的,如t=300 s時,監(jiān)測面上C型換熱器管外流體最大溫差為13 K,直管型換熱器管外流體最大溫差約20 K,由此可見,C型換熱器管外流體擾動更劇烈,流體混合更均勻。

      圖7 豎直管外流體加熱初始階段溫度和速度分布

      圖8 豎直管外流體加熱后期溫度和速度分布

      圖9 C型及直管型換熱器管外流體升溫特性

      由上述分析可知,直管型換熱器管外流體運動特性較規(guī)則,C型換熱器管外流體運動復雜,增加了冷、熱流體之間的攪混,有助于增強換熱器的換熱能力。

      4 結論

      本文以公開發(fā)表的試驗數據驗證了CFX程序分析大容積冷卻水池內兩相自然循環(huán)特性的可行性,在此基礎之上,分析了C型換熱器管外流體由單相過渡到兩相自然循環(huán)的典型現象,計算結果可為AP1000型反應堆換熱器的設計及布置提供參考。得到的主要結論如下:

      1) Asdozi試驗的計算結果與試驗結果符合較好,證明了CFX程序能較好地模擬大容積冷卻水池內兩相自然循環(huán)特性;

      2) C型換熱器水平管上方流體溫度最高且最先發(fā)生沸騰,空泡份額的分布與速度有關,呈波動狀態(tài);

      3) 與直管型換熱器相比,C型換熱器增加了管外流體流動的復雜程度,有助于增加管外冷、熱流體之間的攪混,提高換熱能力。

      參考文獻:

      [1]李勇. 非能動余熱排出換熱器特性研究[D]. 哈爾濱:哈爾濱工程大學,2011.

      [2]薛若軍,鄧程程,彭敏俊. 非能動余熱排出熱交換器數值模擬[J]. 原子能科學技術,2010,44(4):430-435.

      XUE Ruojun, DENG Chengcheng, PENG Minjun. Numerical simulation of passive residual heat removal heat exchanger[J]. Atomic Energy Science and Technology, 2010, 44(4): 430-435(in Chinese).

      [3]樊普,賈斗南,秋穗正. 低壓下水欠熱流動沸騰的兩相CFD數值模擬研究[J]. 原子能科學技術,2011,45(4):412-420.

      FAN Pu, JIA Dounan, QIU Suizheng. CFD investigation of subcooled flow boiling model under low pressure[J]. Atomic Energy Science and Technology, 2011, 45(4): 412-420(in Chinese).

      [4]陳二鋒,厲彥忠,王斯民. 豎直環(huán)管內低壓水過冷沸騰數值模擬[J]. 西安交通大學學報,2008,42(7):855-859.

      CHEN Erfeng, LI Yanzhong, WANG Simin. Numerical simulation of subcooled boiling water in vertical concentric annulus under low pressure[J]. Journal of Xi’an Jiaotong University, 2008, 42(7): 855-859(in Chinese).

      [5]LEE T H, PARK G C, LEE D J. 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.

      [6]SHIN B S, CHANG S H. CHF experiment and CFD analysis in a 2×3 rod bundle with mixing vane[J]. Nuclear Engineering and Design, 2009, 239: 899-912.

      [7]ASDOZI A, KREPPER E, PRASSER H M. Experimental and numerical investigation of one and two phase natural convection in storage tanks[J]. Heat and Mass Transfer, 2000, 36: 497-504.

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