細長自然循環系統流動不穩定性實驗研究

郭雪晴，孫中寧，張東洋

（哈爾濱工程大學 核安全與仿真技術國防重點學科實驗室，黑龍江 哈爾濱 150001）

細長自然循環系統流動不穩定性實驗研究

郭雪晴，孫中寧，張東洋

（哈爾濱工程大學 核安全與仿真技術國防重點學科實驗室，黑龍江 哈爾濱 150001）

以水為工質，在常壓下對擁有細長回路和較長水平段的自然循環系統進行可視化實驗研究，并以典型的實驗現象（P＝1.46kW）為例分析該系統的瞬態運行特性和不穩定性機理。結果表明：阻力系數較大的細長自然循環回路難以產生有效的單相自然循環，只能通過間歇性沸騰和兩相流動將熱量導出。這是因當回路阻力較大時，過冷沸騰產生的驅動力無法驅動回路產生有效的自然循環，而只有當加熱段內流體發生飽和沸騰時才能驅動系統產生循環流動。較大的回路阻力和沸騰過程中產生的系統降壓閃蒸是細長自然循環系統難以維持穩定的流動驅動壓頭從而產生間歇性沸騰和強烈流動不穩定性的根本原因。

自然循環；閃蒸；流動不穩定性

自然循環在先進核反應堆中得到了重要的應用［1-2］，其中可靠的非能動安全殼熱量導出系統是先進核反應堆設計的一個重要部分。非能動安全殼的熱量導出方式與安全殼類型有關［3］，對由鋼殼和混凝土屏蔽廠房組成的安全殼，嚴重事故時內部熱量通過鋼殼導熱和外表面水膜蒸發導出［4］。但這類安全殼通常造價較高，且缺乏建造和運行經驗［3］。歐洲用戶要求（EUR）中建議采用雙層混凝土安全殼［5］，并在歐洲和韓國得到了應用［6］。由于混凝土導熱能力較差，因此需設計1套額外的熱量導出系統。考慮到安全殼內部系統和設備較多，空間布置較為復雜，熱量導出系統不僅需繞開這些系統和設備，還要穿過較厚的安全殼壁，因此熱量導出回路可能較長，且中間存在一定長度的水平段，結構較復雜。而目前大多自然循環系統流動特性研究均以沸水堆為對象［7-9］，通常管路結構較簡單，且不存在長水平段，其流動特性不能直接用于上述復雜系統。因此有必要對這種具有細長回路和較長水平段的開式自然循環系統的運行特性進行研究，為非能動熱量導出系統的設計提供依據。

1 實驗回路

實驗回路由加熱段、上升段、下降段、水箱及測量和數據采集系統組成，如圖1所示。其中水箱上部氣空間與大氣連通。在上升段和下降段各設計了兩段水平段，分別長450mm和4 500mm，總的長徑比約3 120。實驗段采用電加熱，利用自耦變壓器對加熱功率進行調節，其有效加熱長度為1.3m，管內徑為20mm。為對實驗現象進行可視化觀察，減少回路中的散熱損失，除實驗段外其余管道均采用雙層玻璃套管。實驗工質為水。實驗時在水中加入示蹤劑以觀察回路中流體的流動狀態。

圖1 實驗回路示意圖Fig.1 Scheme of experimental loop

在下降段入口、加熱段入口和出口及上升段出口水平段分別布置了溫度測點T1、T2、T3和T4，使用外徑為0.3mm的鎳鉻-鎳硅鎧裝熱電偶測量。在加熱段入口水平段安裝壓力傳感器用以監測整個循環回路的壓力波動情況。溫度和壓力信號均通過NI數據采集系統輸入計算機，并對測量數據進行實時采集，采樣周期為0.1s。

實驗時，首先向回路中注入適量的水，使水箱內的液面剛好淹沒上升段出口。再將功率調節至1kW對實驗段進行加熱，使系統在兩相流動沸騰條件下運行一段時間，以除去溶解在水中和吸附在管道壁面的空氣。然后停止加熱，待流體溫度降至常溫，再用設定的恒定功率對系統加熱。觀察實驗現象，記錄系統中溫度和壓力隨時間的變化。

2 實驗結果與分析

2.1 啟動特性

典型的系統啟動特性示于圖2。從圖2可看出，這種細長的低壓自然循環系統的啟動過程表現為周期性的間歇振蕩流動，振蕩周期和振幅隨時間發生較大的變化。在啟動初期，流體溫度接近常溫，加熱段內流體達到當地飽和溫度所需的時間較長，間歇振蕩周期也相對較長，上升段測點流體的溫度升幅達到近95℃。隨著加熱不斷進行，流體溫度逐漸升高，1個周期內的沸騰等待時間變短，振蕩周期逐漸減小，溫度和壓力的波動幅度也相應減小。最后系統的流動維持穩定的周期性振蕩過程，周期約為59s。

圖2 P＝1.46kW時典型的啟動過程Fig.2 Typical startup process at P＝1.46kW

在整個過程中，流體產生間歇式振蕩是由回路的結構特點決定的。由于自然循環回路細長，阻力系數很大，單相狀態時冷、熱管內流體的密度差無法驅動流體產生明顯的循環流動。只有當加熱段內流體的溫度達到當地壓力所對應的飽和溫度時，加熱段內劇烈沸騰產生的蒸汽才推動回路中的流體流動，使得上升段和下降段內流體的密度差變大，驅動壓頭迅速增加，從而加速流體的循環流動。流量增加的同時也使較冷的流體進入加熱段，沸騰現象逐漸消失，直到重新回到單相狀態，此時又觀察不到明顯的流動。之后系統內的流體始終維持這種間歇式的振蕩過程。

2.2 穩態運行特性

圖3示出系統達到穩定運行工況時的流動特性。從圖3可看出，即使在穩定工況下流體的流動仍呈周期性波動狀態。每個周期內的流動可劃分為如下3個階段。

圖3 穩定運行工況下的周期性振蕩Fig.3 Periodic oscillation under stable operating condition

1）流動停滯階段

在1個周期的初始階段，流體經過一段單相等待時間后，在加熱段內靠近出口的流體首先發生過冷沸騰，產生少量小氣泡。形成的小氣泡在浮升力的作用下逐漸向上移動至水平段，并迅速被水平段中較冷的液體冷凝。氣泡被凝結的同時也加熱了該處的流體，使其溫度逐漸升高（圖3d）。隨著過冷沸騰的加劇，產生的氣泡數量越來越多，但由于實驗段出口直接與水平段相連接，這部分氣泡在水平段發生聚合，未進入豎直上升段，對回路的驅動壓頭幾乎無貢獻。

另外，從圖3中的溫度曲線可看到：這個階段中T1的溫度為92～93℃，T4的溫度為98～ 99℃，因此上升段和與其等高的下降段部分流體的平均溫差僅有6℃。而T2和T3的溫度范圍分別為90～92℃和104～110℃，加熱段和與其等高的下降段部分流體之間的平均溫差約為15℃。循環回路中總的驅動壓頭雖有幾百Pa，但對于這種阻力系數較大的細長自然循環回路，由單相溫度差產生的驅動壓頭幾乎無法驅動回路中的流體產生明顯的循環流動。

2）流動加速階段

當加熱段內的流體溫度超過當地壓力下的飽和溫度時，流體會突然汽化，產生大量蒸汽，蒸汽的膨脹壓力在推動上升段流體向上流動的同時也使下降段中的流體產生倒流，如圖3c所示，加熱段內部分熱流體倒流使T2的溫度突然升高。實驗段和上升段內均充滿高速流動的汽水混合物，流型為攪混流。仔細觀察流體中的示蹤劑還可發現，倒流過程幅度很大，熱流體在豎直下降段中流動的距離最大可達4.5m。

隨蒸汽膨脹壓力的減小，下降段中的倒流逐漸消失。但由于此時上升段中充滿汽水兩相混合物，較大的密度差會驅動流體產生循環流動。如圖3c所示，T2的溫度上升到112℃后會逐漸下降，這也說明加熱段中的熱流體不再繼續進入到下降段中，且流入下降段內的熱流體又開始重新返回到加熱段內。由于這部分熱流體過冷度很低，在流經加熱段時很快發生沸騰。汽水混合物的產生使上升段內流體的重位壓降急劇減小，從而使整個回路的壓力大幅下降（圖3a）。回路壓力的降低會誘發更多的高溫流體汽化，熱流體溫度也會相應降低，進而加速了流體的循環流動。此時，在上升段上部能觀察到閃蒸現象。這個加速流動過程一直持續到T2的溫度降低至90℃左右，即通過倒流進入下降段中的熱流體全部流出下降段，持續進行約20s。

3）流動減速階段

當倒流的熱流體全部流進加熱段后，持續的流動過程會將越來越多后續較冷的流體帶入加熱段內。這些流體過冷度較高，使加熱壁面溫度下降，最終導致加熱段的沸騰過程停止。在上升段可觀察到，氣液分界面也隨流動逐漸向上移動，兩相流區域不斷減小，如圖4所示。當兩相區域完全消失時，所有管道又重新充滿單相流體，流動再次停止，之后繼續重復整個周期性過程，產生自持的間歇式振蕩。

圖4 豎直上升段內流型變化示意圖Fig.4 Scheme of flow pattern transition in vertical rising section

3 結論

本文對常壓下具有細長回路和較長水平段的復雜自然循環系統進行了可視化實驗研究，并以典型的流動現象（P＝1.46kW時）為例詳細分析了該系統的運行特性，結論如下。

1）當自然循環回路足夠長或阻力系數足夠大時，回路中將難以產生有效的單相自然循環，但仍可通過間歇性沸騰和兩相流動將熱量導出。

2）在沸騰過程初期，加熱段出口首先產生過冷沸騰，但由于管道細長，回路阻力較大，幾乎不能驅動回路產生循環流動。系統循環流動最終是由加熱段內流體的飽和沸騰引起的。

3）較大的回路阻力和沸騰過程中產生的系統降壓閃蒸導致系統難以維持穩定的流動驅動壓頭，這是細長自然循環系統產生間歇沸騰和強烈流動不穩定性的根本原因。

［1］ 馬昌文，徐元輝.先進核動力反應堆［M］.北京：原子能出版社，2001.

［2］ JIANG S Y，YAO M S，BO J H，et al.Experimental simulation study on start-up of the 5MW nuclear heating reactor［J］.Nuclear Engineering and Design，1995，158（2）：111-123.

［3］ LEE S W，BEAK W P，CHANG S H.Assessment of passive containment cooling concepts for advanced pressurized water reactor［J］.Ann Nucl Energy，1997，24（6）：467-475.

［4］ SCHULZ T L.Westinghouse AP1000advanced passive plant［J］.Nuclear Engineering and Design，2006，236（14-16）：1 547-1 557.

［5］ CAVICCHIA V，FIORINO E.Experimental behavior of an innovative containment cooling system［C］∥5th International Conference on Nuclear Engineering.France：［s.n.］，1997.

［6］ BYUN C S，JERNG D W.Conceptual design and analysis of a semi-passive containment cooling system for a large concrete containment［J］.Nuclear Engineering and Design，2000，199（3）：227-242.

［7］ MANERA A，van de HAEN T H J J.Stability of natural-circulation-cooled boiling water reactors during startup：Experimental results［J］.Nuclear Technology，2003，143（1）：77-88.

［8］ LAKSHMANAN S P，PANDEY M.Analysis of startup oscillations in natural circulation boiling system［J］.Nuclear Engineering and Design，2009，239（11）：2 391-2 398.

［9］ FURUYA M.Experimental and analytical modeling of natural circulation and forced circulation BWRs［D］.Netherlands：Technische University Delft，2006.

Experimental Study of Flow Instability in Elongated Natural Circulation System

GUO Xue-qing，SUN Zhong-ning，ZHANG Dong-yang
（National Key Discipline Laboratory of Nuclear Safety and Simulation Technology，Harbin Engineering University，Harbin150001，China）

The visual experimental study with water as the working substance was performed to investigate the operation behavior of a natural circulation system with elongated loops and long horizontal sections at atmospheric pressure，and the transient operation behavior and instability mechanism of typical experimental phenomenon（P＝1.46kW）were given.The results show that the single natural circulation in elongated system with the great resistance coefficient is difficult to appear，but the heat can be removed by two-phase intermittent boiling.The driven force caused by the sub-cooled boiling can not drive the fluid to produce the effective natural circulation because of the great loop resistance，and the circular flow occurs only when the fluid in heat section produces the saturation boiling.The big loop resistance and flashing because of pressure drop in boiling process make the elongated natural circulation difficult to maintain a stable flow driven head and they are the fundamental reasons of intermittent boiling and strong flow instability.

natural circulation；flashing；flow instability

TL353

A

1000-6931（2014）02-0267-04

10.7538／yzk.2014.48.02.0267

2012-12-04；

2013-01-21

郭雪晴（1990—），女，湖北荊州人，博士研究生，從事反應堆熱工水力研究