基于縮比模型的非能動余熱排出熱交換器二次側(cè)新裝導(dǎo)流板效應(yīng)實驗研究

陸道綱， 張鈺浩， 王忠毅， 曹 瓊， 傅孝良， 楊燕華

(1． 華北電力大學(xué) 核科學(xué)與工程學(xué)院， 北京 102206；2． 華北電力大學(xué) 北京市非能動安全重點實驗室，北京 102206；3． 國家核電軟件技術(shù)中心， 北京 102209； 4． 國家能源核電軟件重點實驗室， 北京 102209)

基于縮比模型的非能動余熱排出熱交換器二次側(cè)新裝導(dǎo)流板效應(yīng)實驗研究

陸道綱1,2， 張鈺浩1,2， 王忠毅3,4， 曹 瓊1,2， 傅孝良3,4， 楊燕華3,4

(1． 華北電力大學(xué) 核科學(xué)與工程學(xué)院， 北京 102206；2． 華北電力大學(xué) 北京市非能動安全重點實驗室，北京 102206；3． 國家核電軟件技術(shù)中心， 北京 102209； 4． 國家能源核電軟件重點實驗室， 北京 102209)

為了減弱內(nèi)置換料水箱(IRWST)在非能動余熱排出熱交換器(PRHR HX)余熱排出過程中的熱分層現(xiàn)象，建立了分離效應(yīng)縮比實驗臺架，在PRHR HX二次側(cè)管束區(qū)域新裝不同數(shù)量的導(dǎo)流板，通過實驗評價導(dǎo)流板設(shè)計方案對IRWST內(nèi)溫度分布、流動特性及PRHR HX傳熱效果的影響。結(jié)果表明：導(dǎo)流板設(shè)計方案能夠有效改變水箱自然循環(huán)特性，提高水箱下部冷流體的利用率，從而降低IRWST內(nèi)的熱分層程度，4導(dǎo)流板、8導(dǎo)流板設(shè)計方案分別使IRWST內(nèi)熱分層程度降低了32.3%和37.3%；但導(dǎo)流板造成豎直管束間浮升流體最大流速降低，使得傳熱系數(shù)有所減小，工程應(yīng)用中需綜合考慮各類因素的影響，得到最優(yōu)化設(shè)計方案。

非能動余熱排出熱交換器； 內(nèi)置換料水箱； 導(dǎo)流板； 熱分層； 傳熱效果

在三代先進壓水堆AP1000中，非能動余熱排出熱交換器(PRHR HX)能夠在事故工況下，通過自然循環(huán)，非能動地排出一回路堆芯余熱至次級熱阱內(nèi)置換料水箱(IRWST)中，其高效、安全運行對于保證一回路安全降溫和降壓具有重要作用.PRHR HX和IRWST均為異形結(jié)構(gòu)[1]，其中PRHR HX傳熱管為C型結(jié)構(gòu)，分為水平段和豎直段管束，其一次側(cè)為反應(yīng)堆一回路高溫高壓流體，二次側(cè)完全浸沒在IRWST內(nèi)，依靠自然對流排出堆芯余熱.IRWST為類半圓形不規(guī)則形狀不銹鋼內(nèi)襯大容積水箱，最小水容量為2 092 m3，PRHR HX位置處于IRWST的一側(cè).

前期相關(guān)數(shù)值模擬研究結(jié)果[2-4]表明，在PRHR HX運行過程中，IRWST內(nèi)將產(chǎn)生明顯的熱分層現(xiàn)象，這一現(xiàn)象得到了實驗結(jié)果的驗證[5].陸道綱等[6]、王盟等[7]對PRHR HX進行了優(yōu)化設(shè)計，在一定程度上提升了PRHR HX的傳熱效果.胡志明等[8]通過實驗評估了多向擾流強化換熱管相比光管的傳熱強化效果.前期研究對非能動余熱排出系統(tǒng)中熱分層現(xiàn)象關(guān)注較少，筆者提出PRHR HX二次側(cè)導(dǎo)流板設(shè)計方案，通過實驗評價該新型設(shè)計方案對IRWST內(nèi)熱分層程度及PRHR HX傳熱效果的影響，為AP1000核電站原型PRHR HX的優(yōu)化設(shè)計提供參考.

1 實驗裝置及導(dǎo)流板設(shè)計方案

在前期實驗研究中，基于比例分析結(jié)果建立了內(nèi)置換料水箱及非能動余熱排出熱交換器整體縮比實驗臺架[5].實驗系統(tǒng)示意圖如圖1(a)所示，包括PRHR HX&IRWST實驗段、給水及凈化系統(tǒng)、控制系統(tǒng)和數(shù)據(jù)采集系統(tǒng)4個主要系統(tǒng).實驗臺架高度方向縮比比例為1∶3.64，長度方向縮比比例為1∶9.6，內(nèi)置換料水箱縮比模型為異形結(jié)構(gòu)，形狀與原型保持一致，對應(yīng)內(nèi)置換料水箱尺寸約為3.75 m×1.5 m×2.2 m，平均加熱功率為176 kW，功率縮比比例為1∶334.7，縮比臺架功率體積比與原型相等.

非能動余熱排出熱交換器模擬件由12根中心對稱排列的C型加熱管組成，水平、豎直段長度與IRWST縮比比例一致，加熱管外徑為19 mm，平均熱流密度為120 kW/m2.導(dǎo)流板設(shè)計方案如圖1(b)所示，在PRHR HX管束區(qū)新裝不銹鋼導(dǎo)流板，導(dǎo)流板尺寸為500 mm×400 mm×3 mm，布置在PRHR HX不同高度處，分別形成4導(dǎo)流板設(shè)計方案和8導(dǎo)流板設(shè)計方案.

(a) 實驗臺架系統(tǒng)

4導(dǎo)流板設(shè)計方案8導(dǎo)流板設(shè)計方案

實驗中共采用193支外徑為0.5 mm的T型、N型鎧裝熱電偶，形成三維熱電偶矩陣.選取部分關(guān)鍵位置處測點的溫度值進行分析，測點布置方式如圖2所示.采用無量綱歸一化坐標x*、y*、z*標注不同方向?qū)嶒灣叨燃皽y點位置.在IRWST水箱徑向方向設(shè)置Line1～Line5監(jiān)測線，其中Line1和Line2穿過PRHR HX管束區(qū)域，每組監(jiān)測線在8組不同高度處設(shè)置熱電偶測點.在PRHR HX管束導(dǎo)流板區(qū)域內(nèi)設(shè)置關(guān)鍵監(jiān)測線Line A，在27組不同高度處布置溫度測點，以監(jiān)測導(dǎo)流板間溫度分布.另外，在PRHR HX管束區(qū)域內(nèi)布置熱電偶以測量管束間流體通道溫度，同時在管壁對應(yīng)流道高度處點焊熱電偶以測量管壁溫度.所有鎧裝熱電偶均經(jīng)過標定，直徑僅0.5 mm，固定在橫穿管束區(qū)域的直徑為0.5 mm的細鋼絲上，使熱電偶對溫度場和流場的影響盡可能小.在IRWST模擬件側(cè)壁開設(shè)21組可視化視窗，采用粒子圖像測速儀(PIV)進行速度測量，采用高速攝像機進行局部流型觀測.另外，實驗測量輔助參數(shù)包括水箱外壁散熱量、水位和壓力等.

圖2 溫度測點布置示意圖

2 實驗結(jié)果與分析

2.1 溫度場分析

不同工況下關(guān)鍵監(jiān)測線溫度變化曲線如圖3所示.對于原型工況，流體在PRHR HX的加熱作用下向上浮升，當熱流體接近IRWST液面時改變流動方向，沿IRWST徑向方向流動.該過程中，熱流體漂浮在IRWST近水面區(qū)域，IRWST下部的冷流體無法直接參與傳熱，IRWST內(nèi)形成明顯的熱分層現(xiàn)象，使得IRWST作為一回路熱阱的利用效率較低.

導(dǎo)流板設(shè)計方案中，IRWST內(nèi)溫度分布與原型方案相比有明顯區(qū)別.圖3(a)PRHR HX管束區(qū)域附近監(jiān)測線Line A溫度變化特性表明，在4導(dǎo)流板和8導(dǎo)流板設(shè)計方案中，導(dǎo)流板附近區(qū)域分別出現(xiàn)4組和8組溫度峰值，說明在管束附近相鄰隔板區(qū)域內(nèi)的流體被PRHR HX加熱并向上浮升，當熱流體向上浮升到導(dǎo)流板處時被導(dǎo)流板阻礙，迫使其改變流動方向，沿導(dǎo)流板下表面向水平方向擴散，形成局部溫度峰值.另外，在IRWST下部區(qū)域(z*<0.5處)，導(dǎo)流板設(shè)計方案測量所得溫度高于原型方案溫度，而IRWST上部區(qū)域流體溫度(z*>0.5處)則低于原型方案溫度.這一溫度分布變化說明導(dǎo)流板能夠有效改善PRHR HX下部區(qū)域的流動和攪混特性.由于導(dǎo)流板的阻礙作用，PRHR HX下部被加熱的流體遇到導(dǎo)流板后向水平方向流動，在較低位置即被導(dǎo)出PRHR HX管束區(qū)域，與IRWST下部區(qū)域冷流體進行攪混，使得該區(qū)域溫度升高，相應(yīng)地，IRWST上部區(qū)域流體溫升速率降低.這說明在PRHR HX管束區(qū)域附近增加導(dǎo)流板能夠提高IRWST下部區(qū)域冷流體在傳熱過程中的利用率.由圖3(b)所示Line5整體溫度分布可知，遠離PRHR HX監(jiān)測線Line5處，下部溫度有所升高而近液面處溫度降低，與近PRHR HX管束區(qū)域溫度分布具有類似的變化特性，說明導(dǎo)流板通過改變PRHR HX的局部流動行為，改變了IRWST內(nèi)整體自然循環(huán)流動特性，從而降低了IRWST內(nèi)整體熱分層程度，提高了IRWST作為次級熱阱的冷卻能力.

(a) PRHR HX管束區(qū)域附近監(jiān)測線Line A的溫度分布

(b) 遠離PRHR HX處監(jiān)測線Line5的溫度分布

由圖3可知，在原型方案中，約7 000 s時，IRWST內(nèi)上部區(qū)域流體溫度已經(jīng)基本達到飽和，而導(dǎo)流板設(shè)計方案中，在相同時刻下，IRWST內(nèi)溫度尚未達到飽和，4導(dǎo)流板和8導(dǎo)流板設(shè)計方案使IRWST上部區(qū)域流體達到飽和溫度的時間分別延長了16.9%和21.5%，這意味著IRWST內(nèi)流體開始發(fā)生局部池式沸騰的時刻被延遲，IRWST內(nèi)的飽和蒸汽經(jīng)過更長時間后才會進入安全殼，有利于核電廠安全運行.

2.2 熱分層分析

由上述溫度分布可知，PRHR HX豎直管束底部以及下部水平管束下方區(qū)域在各工況下基本處于典型自然對流傳熱狀態(tài)，導(dǎo)流板設(shè)計方案中導(dǎo)流板對該區(qū)域的影響很小，且PRHR HX加熱管束下部的流體溫度在加熱過程中幾乎不發(fā)生變化.為更加準確地反映導(dǎo)流板對IRWST內(nèi)流體流動行為及熱分層程度的影響，選取PRHR HX下部水平段標高(TC-1-7)及其上部流體區(qū)域進行熱分層效果分析.選用熱分層數(shù)(Str, Stratification Number)來定量評價自然對流水箱內(nèi)熱分層程度[9]，如式(1)所示.

(1)

其中，

(2)

(3)

式(2)表示任意時刻水箱高度方向平均溫度梯度.其中I為沿高度方向溫度測點數(shù)量，本研究中，I為水平管束標高上部的測點數(shù)量，I=7；Δz為相鄰測點間高度差.

式(3)為假設(shè)水箱發(fā)生完全熱分層情況下的溫度梯度公式.其中,參考溫度Tmax取飽和溫度100 ℃；Tmin為初始溫度48.9 ℃.基于該定義，在初始條件下，IRWST內(nèi)溫度分布均勻，Str為0，在水箱內(nèi)出現(xiàn)完全分層的情況下，Str為1.

IRWST水箱不同位置處監(jiān)測線Line3～Line5平均熱分層數(shù)的對比見圖4.由圖4可知，原型方案中，加熱初期，被加熱的流體向上浮升，熱分層程度逐漸增加，達到峰值后，由于熱流體漂浮在水箱上部而下部區(qū)域流體溫度開始明顯升高，IRWST內(nèi)平均熱分層程度開始逐漸下降，直到水箱內(nèi)整體溫度趨于飽和后，熱分層程度開始逐漸降低.熱分層數(shù)定量對比結(jié)果表明，4導(dǎo)流板和8導(dǎo)流板設(shè)計方案能使IRWST內(nèi)的平均熱分層程度在相同加熱時間內(nèi)(前6 000 s)分別降低32.3%和37.3%，說明在導(dǎo)流板作用下，熱流體在導(dǎo)流板區(qū)域內(nèi)無法直接浮升到水箱表面，而是提前改變流動方向，與冷流體混合，降低了熱分層程度.

圖4 不同設(shè)計方案下平均熱分層數(shù)變化對比

以上分析結(jié)果表明，在PRHR HX管束區(qū)域增加導(dǎo)流板，能夠有效改變水箱內(nèi)局部自然循環(huán)特性，提高水箱下部冷流體的傳熱效率，降低IRWST內(nèi)熱分層程度，且能夠延長IRWST上部區(qū)域流體達到飽和溫度的時間.

2.3 傳熱效果分析

不同設(shè)計方案下1 000 s時刻自然對流階段與7 500 s時刻池式沸騰階段PRHR HX不同高度處傳熱系數(shù)的對比如圖5所示.由圖5可知，對于原型方案與導(dǎo)流板設(shè)計方案，隨著高度的升高，豎直管束傳熱系數(shù)逐漸增大，另外上部水平段傳熱效果強于下部水平段.在4導(dǎo)流板和8導(dǎo)流板設(shè)計方案中，PRHR HX的傳熱系數(shù)均有一定程度的減小.

圖5 不同傳熱階段傳熱系數(shù)的對比

自然對流階段，豎直加熱管束間浮升力是決定流體流速和局部自然循環(huán)效果的關(guān)鍵因素.加熱管管束區(qū)域增加導(dǎo)流板后，流體在向上浮升的過程中，由于受到導(dǎo)流板的阻礙作用，流體向上浮升空間被限制在相鄰導(dǎo)流板之間，在相同浮升力作用下，相鄰導(dǎo)流板間浮升流體最大流速降低，在一定程度上影響了豎直管束的傳熱效果.在導(dǎo)流板設(shè)計方案中，下部水平管束受導(dǎo)流板的影響較小，其傳熱特性與原型方案類似.對于上部水平管束，導(dǎo)流板設(shè)計方案中，被下部水平段和豎直段加熱的流體在向上浮升的過程中受到導(dǎo)流板阻礙，無法流過上部水平管束，無法對該區(qū)域產(chǎn)生有效的附加流動和攪混效果.因此，上部水平管束與下部水平管束所處傳熱條件類似，上、下水平管束傳熱系數(shù)變化不大.

池式沸騰階段，浮升流體最大流速同樣由于導(dǎo)流板的作用而降低，氣泡流動行為會顯著影響管束傳熱效果.對于豎直段，如圖6所示，池式沸騰產(chǎn)生的大量氣泡在管束間向上浮升，并在導(dǎo)流板下方結(jié)合聚集，無法繼續(xù)向上流動，而是沿導(dǎo)流板方向向四周擴散.導(dǎo)流板使原型中沿管束間向上流動的氣泡速度降低，并分解成沿管束方向向上及沿管束徑向方向擴散的2組分速度，傳熱效果相比原型方案有所下降，但管束間氣泡的強烈攪混作用仍使傳熱系數(shù)維持在較大的水平.

圖6 PRHR HX管束區(qū)域兩相流高速攝像圖(拍攝速度1 000幀/s)

基于溫度場、流場和傳熱系數(shù)的綜合分析結(jié)果，4導(dǎo)流板和8導(dǎo)流板設(shè)計方案能夠改變水箱內(nèi)局部自然循環(huán)特性和溫度分布，使得PRHR HX運行過程中IRWST內(nèi)的熱分層程度分別降低32.3%和37.3%，但導(dǎo)流板使得管束間浮升流體最大流速降低，兩相流流動方向與攪混特性發(fā)生改變，在一定程度上使PRHR HX平均傳熱系數(shù)減小，2種導(dǎo)流板設(shè)計方案中，PRHR HX傳熱系數(shù)相差不大.

綜合考慮，在工程應(yīng)用中需根據(jù)實際工程情況評估是否需要增加導(dǎo)流板.若需要盡快將余熱排出，保證一回路快速降溫、降壓，則無需增加導(dǎo)流板，但該情況下內(nèi)置換料水箱由于發(fā)生明顯的熱分層，上部冷卻水較快發(fā)生局部沸騰，使得長期冷卻能力受限.而增加導(dǎo)流板更有利于充分利用內(nèi)置換料水箱的冷卻能力，在更長時間內(nèi)保證內(nèi)置換料水箱不發(fā)生局部沸騰，對反應(yīng)堆一回路進行長期降溫、降壓.在實際工程應(yīng)用中，除上述流動和傳熱因素外，還需綜合考慮新增導(dǎo)流板設(shè)計中結(jié)構(gòu)和抗震等多種因素的影響.

3 結(jié) 論

(1) 在PRHR HX管束區(qū)域增加導(dǎo)流板，能夠有效改變水箱內(nèi)局部自然循環(huán)特性，提高水箱下部冷流體的傳熱效率，4導(dǎo)流板和8導(dǎo)流板設(shè)計方案使IRWST內(nèi)熱分層程度分別降低了32.3%和37.3%，使得IRWST上部區(qū)域流體達到飽和溫度的時間分別延長了16.9%和21.5%，提升了IRWST作為次級熱阱的冷卻作用.

(2) 導(dǎo)流板使得豎直管束間浮升流體的最大流速降低且流動方向發(fā)生改變，在兩相流階段氣泡流動和攪混效果受導(dǎo)流板影響較大，使得PRHR HX在自然對流和池式沸騰階段的傳熱系數(shù)均有一定程度減小.

(3) 增加導(dǎo)流板有利于充分利用內(nèi)置換料水箱的冷卻能力，能夠在更長時間內(nèi)對反應(yīng)堆一回路進行降溫、降壓，保證一回路的長期冷卻效果.在工程應(yīng)用中需綜合考慮各類因素的影響，得到最優(yōu)化設(shè)計方案.

[1] 林誠格, 郁祖盛. 非能動安全先進壓水堆核電技術(shù)[M]. 北京: 原子能出版社, 2008.

[2] 薛若軍, 鄧程程, 彭敏俊. 非能動余熱排出熱交換器數(shù)值模擬[J]. 原子能科學(xué)技術(shù), 2010, 44(4): 429-435.

XUE Ruojun, DENG Chengcheng, PENG Minjun. Numerical simulation of passive residual heat removal heat exchanger[J]. Atomic Energy Science and Technology, 2010, 44(4): 429-435.

[3] 潘新新. 非能動余熱交換器瞬態(tài)換熱特性數(shù)值模擬及敏感性分析[J]. 核動力工程, 2010, 31(增刊1): 97-102.

PAN Xinxin. Numerical study and sensitivity analysis of PRHR HX transient heat transfer performance[J]. Nuclear Power Engineering, 2010, 31(Sup1): 97-102.

[4] 宋陽, 李衛(wèi)華, 李勝強. 非能動余熱排出熱交換器自然循環(huán)數(shù)值模擬[J]. 原子能科學(xué)技術(shù), 2012, 46(增刊): 767-770.

SONG Yang, LI Weihua, LI Shengqiang. Natural convection simulation of passive residual heat removal heat exchanger[J]. Atomic Energy Science and Technology, 2012, 46(Sup): 767-770.

[5] ZHANG Yuhao, LU Daogang, DU Zheng, et al. Numerical and experimental investigation on the transient heat transfer characteristics of C-shape rod bundles used in passive residual heat removal heat exchangers[J]. Annals of Nuclear Energy, 2015, 83: 147-160.

[6] 陸道綱, 夏會寧, 張鈺浩, 等. 一種AP1000核電廠非能動余熱排出熱交換器: 202948740U[P]. 2013-05-22.

[7] 王盟, 陳薇, 呂焱燊. 非能動余熱排出換熱器優(yōu)化設(shè)計研究[J]. 原子能科學(xué)技術(shù), 2015, 49(3): 455-459.

WANG Meng, CHEN Wei, Lü Yanshen. Research on optimal design of passive residual heat removal heat exchanger[J]. Atomic Energy Science and Technology, 2015, 49(3): 455-459.

[8] 胡志明, 袁益超, 劉聿拯. 多向擾流強化換熱管傳熱與阻力性能試驗研究[J]. 動力工程學(xué)報, 2015, 35(12): 988-992.

HU Zhiming, YUAN Yichao, LIU Yuzheng. Experimental study on heat transfer and flow resistance of multi-spiral groove enhanced tubes[J]. Journal of Chinese Society of Power Engineering, 2015, 35(12): 988-992.

[9] HAN Y M, WANG R Z, DAI Y J. Thermal stratification within the water tank[J]. Renewable and Sustainable Energy Reviews, 2009, 13(5): 1014-1026.

Research on the Effects Caused by Newly Installed Baffles at Secondary Side of a PRHR HX Based on Scaled Experiment

LUDaogang1,2,ZHANGYuhao1,2,WANGZhongyi3,4,CAOQiong1,2,FUXiaoliang3,4,YANGYanhua3,4

(1.School of Nuclear Science and Engineering, North China Electric Power University, Beijing 102206,China; 2. Beijing Key Laboratory of Passive Safety Technology for Nuclear Energy, North China Electric Power University, Beijing 102206, China; 3. State Nuclear Power Software Development Center, Beijing 102209, China; 4. National Energy Key Laboratory of Nuclear Power Software, Beijing 102209, China)

To reduce the thermal stratification extent in the in-containment refueling water storage tank (IRWST) during the operation of passive residual heat removal heat exchanger (PRHR HX), a scale-down test facility was set up to analyze the separation effect, where the baffles were newly installed at secondary side along verticle tube bundle of the PRHR HX, and subsequently, the temperature distributions, flow characteristics and the PRHR HX heat-transfer effects were evaluated by experiments. Results show that the baffles can change the natural convection characteristics, increase the heat-transfer potential of cold fluid in the lower region, and reduce the stratification phenomenon in IRWST. The two design plans respectively with four and eight baffles can reduce the thermal stratification extent by 32.3% and 37.3%, accordingly. However, the maximum velocity of the flowing up fluid is also reduced, leading to the decrease of the heat-transfer coefficient. As a result, different factors should be taken into consideration to develop the optimal design.

PRHR HX; IRWST; baffle; thermal stratification; heat-transfer effect

2016-03-31

2016-05-04

大型先進壓水堆核電站重大科技專項資助項目(2011ZX06004-024-07-03-00)；中央高?；究蒲袠I(yè)務(wù)費專項資金資助項目(2016XS62)

陸道綱(1965-)，男，江蘇揚州人，教授，博導(dǎo)，主要從事核反應(yīng)堆熱工水力及結(jié)構(gòu)流體方面的研究. 張鈺浩(通信作者)，男，博士研究生，電話(Tel．)：010-61773169；E-mail：zhangyuhao@ncepu.edu.cn．

1674-7607(2017)02-0167-06

TL353+.13

A 學(xué)科分類號：490.40