细长自然循环系统流动不稳定性实验研究

郭雪晴，孙中宁，张东洋

（哈尔滨工程大学 核安全与仿真技术国防重点学科实验室，黑龙江 哈尔滨 150001）

细长自然循环系统流动不稳定性实验研究

郭雪晴，孙中宁，张东洋

（哈尔滨工程大学 核安全与仿真技术国防重点学科实验室，黑龙江 哈尔滨 150001）

以水为工质，在常压下对拥有细长回路和较长水平段的自然循环系统进行可视化实验研究，并以典型的实验现象（P＝1.46kW）为例分析该系统的瞬态运行特性和不稳定性机理。结果表明：阻力系数较大的细长自然循环回路难以产生有效的单相自然循环，只能通过间歇性沸腾和两相流动将热量导出。这是因当回路阻力较大时，过冷沸腾产生的驱动力无法驱动回路产生有效的自然循环，而只有当加热段内流体发生饱和沸腾时才能驱动系统产生循环流动。较大的回路阻力和沸腾过程中产生的系统降压闪蒸是细长自然循环系统难以维持稳定的流动驱动压头从而产生间歇性沸腾和强烈流动不稳定性的根本原因。

自然循环；闪蒸；流动不稳定性

自然循环在先进核反应堆中得到了重要的应用［1-2］，其中可靠的非能动安全壳热量导出系统是先进核反应堆设计的一个重要部分。非能动安全壳的热量导出方式与安全壳类型有关［3］，对由钢壳和混凝土屏蔽厂房组成的安全壳，严重事故时内部热量通过钢壳导热和外表面水膜蒸发导出［4］。但这类安全壳通常造价较高，且缺乏建造和运行经验［3］。欧洲用户要求（EUR）中建议采用双层混凝土安全壳［5］，并在欧洲和韩国得到了应用［6］。由于混凝土导热能力较差，因此需设计1套额外的热量导出系统。考虑到安全壳内部系统和设备较多，空间布置较为复杂，热量导出系统不仅需绕开这些系统和设备，还要穿过较厚的安全壳壁，因此热量导出回路可能较长，且中间存在一定长度的水平段，结构较复杂。而目前大多自然循环系统流动特性研究均以沸水堆为对象［7-9］，通常管路结构较简单，且不存在长水平段，其流动特性不能直接用于上述复杂系统。因此有必要对这种具有细长回路和较长水平段的开式自然循环系统的运行特性进行研究，为非能动热量导出系统的设计提供依据。

1 实验回路

实验回路由加热段、上升段、下降段、水箱及测量和数据采集系统组成，如图1所示。其中水箱上部气空间与大气连通。在上升段和下降段各设计了两段水平段，分别长450mm和4 500mm，总的长径比约3 120。实验段采用电加热，利用自耦变压器对加热功率进行调节，其有效加热长度为1.3m，管内径为20mm。为对实验现象进行可视化观察，减少回路中的散热损失，除实验段外其余管道均采用双层玻璃套管。实验工质为水。实验时在水中加入示踪剂以观察回路中流体的流动状态。

图1 实验回路示意图Fig.1 Scheme of experimental loop

在下降段入口、加热段入口和出口及上升段出口水平段分别布置了温度测点T1、T2、T3和T4，使用外径为0.3mm的镍铬-镍硅铠装热电偶测量。在加热段入口水平段安装压力传感器用以监测整个循环回路的压力波动情况。温度和压力信号均通过NI数据采集系统输入计算机，并对测量数据进行实时采集，采样周期为0.1s。

实验时，首先向回路中注入适量的水，使水箱内的液面刚好淹没上升段出口。再将功率调节至1kW对实验段进行加热，使系统在两相流动沸腾条件下运行一段时间，以除去溶解在水中和吸附在管道壁面的空气。然后停止加热，待流体温度降至常温，再用设定的恒定功率对系统加热。观察实验现象，记录系统中温度和压力随时间的变化。

2 实验结果与分析

2.1 启动特性

典型的系统启动特性示于图2。从图2可看出，这种细长的低压自然循环系统的启动过程表现为周期性的间歇振荡流动，振荡周期和振幅随时间发生较大的变化。在启动初期，流体温度接近常温，加热段内流体达到当地饱和温度所需的时间较长，间歇振荡周期也相对较长，上升段测点流体的温度升幅达到近95℃。随着加热不断进行，流体温度逐渐升高，1个周期内的沸腾等待时间变短，振荡周期逐渐减小，温度和压力的波动幅度也相应减小。最后系统的流动维持稳定的周期性振荡过程，周期约为59s。

图2 P＝1.46kW时典型的启动过程Fig.2 Typical startup process at P＝1.46kW

在整个过程中，流体产生间歇式振荡是由回路的结构特点决定的。由于自然循环回路细长，阻力系数很大，单相状态时冷、热管内流体的密度差无法驱动流体产生明显的循环流动。只有当加热段内流体的温度达到当地压力所对应的饱和温度时，加热段内剧烈沸腾产生的蒸汽才推动回路中的流体流动，使得上升段和下降段内流体的密度差变大，驱动压头迅速增加，从而加速流体的循环流动。流量增加的同时也使较冷的流体进入加热段，沸腾现象逐渐消失，直到重新回到单相状态，此时又观察不到明显的流动。之后系统内的流体始终维持这种间歇式的振荡过程。

2.2 稳态运行特性

图3示出系统达到稳定运行工况时的流动特性。从图3可看出，即使在稳定工况下流体的流动仍呈周期性波动状态。每个周期内的流动可划分为如下3个阶段。

图3 稳定运行工况下的周期性振荡Fig.3 Periodic oscillation under stable operating condition

1）流动停滞阶段

在1个周期的初始阶段，流体经过一段单相等待时间后，在加热段内靠近出口的流体首先发生过冷沸腾，产生少量小气泡。形成的小气泡在浮升力的作用下逐渐向上移动至水平段，并迅速被水平段中较冷的液体冷凝。气泡被凝结的同时也加热了该处的流体，使其温度逐渐升高（图3d）。随着过冷沸腾的加剧，产生的气泡数量越来越多，但由于实验段出口直接与水平段相连接，这部分气泡在水平段发生聚合，未进入竖直上升段，对回路的驱动压头几乎无贡献。

另外，从图3中的温度曲线可看到：这个阶段中T1的温度为92～93℃，T4的温度为98～ 99℃，因此上升段和与其等高的下降段部分流体的平均温差仅有6℃。而T2和T3的温度范围分别为90～92℃和104～110℃，加热段和与其等高的下降段部分流体之间的平均温差约为15℃。循环回路中总的驱动压头虽有几百Pa，但对于这种阻力系数较大的细长自然循环回路，由单相温度差产生的驱动压头几乎无法驱动回路中的流体产生明显的循环流动。

2）流动加速阶段

当加热段内的流体温度超过当地压力下的饱和温度时，流体会突然汽化，产生大量蒸汽，蒸汽的膨胀压力在推动上升段流体向上流动的同时也使下降段中的流体产生倒流，如图3c所示，加热段内部分热流体倒流使T2的温度突然升高。实验段和上升段内均充满高速流动的汽水混合物，流型为搅混流。仔细观察流体中的示踪剂还可发现，倒流过程幅度很大，热流体在竖直下降段中流动的距离最大可达4.5m。

随蒸汽膨胀压力的减小，下降段中的倒流逐渐消失。但由于此时上升段中充满汽水两相混合物，较大的密度差会驱动流体产生循环流动。如图3c所示，T2的温度上升到112℃后会逐渐下降，这也说明加热段中的热流体不再继续进入到下降段中，且流入下降段内的热流体又开始重新返回到加热段内。由于这部分热流体过冷度很低，在流经加热段时很快发生沸腾。汽水混合物的产生使上升段内流体的重位压降急剧减小，从而使整个回路的压力大幅下降（图3a）。回路压力的降低会诱发更多的高温流体汽化，热流体温度也会相应降低，进而加速了流体的循环流动。此时，在上升段上部能观察到闪蒸现象。这个加速流动过程一直持续到T2的温度降低至90℃左右，即通过倒流进入下降段中的热流体全部流出下降段，持续进行约20s。

3）流动减速阶段

当倒流的热流体全部流进加热段后，持续的流动过程会将越来越多后续较冷的流体带入加热段内。这些流体过冷度较高，使加热壁面温度下降，最终导致加热段的沸腾过程停止。在上升段可观察到，气液分界面也随流动逐渐向上移动，两相流区域不断减小，如图4所示。当两相区域完全消失时，所有管道又重新充满单相流体，流动再次停止，之后继续重复整个周期性过程，产生自持的间歇式振荡。

图4 竖直上升段内流型变化示意图Fig.4 Scheme of flow pattern transition in vertical rising section

3 结论

本文对常压下具有细长回路和较长水平段的复杂自然循环系统进行了可视化实验研究，并以典型的流动现象（P＝1.46kW时）为例详细分析了该系统的运行特性，结论如下。

1）当自然循环回路足够长或阻力系数足够大时，回路中将难以产生有效的单相自然循环，但仍可通过间歇性沸腾和两相流动将热量导出。

2）在沸腾过程初期，加热段出口首先产生过冷沸腾，但由于管道细长，回路阻力较大，几乎不能驱动回路产生循环流动。系统循环流动最终是由加热段内流体的饱和沸腾引起的。

3）较大的回路阻力和沸腾过程中产生的系统降压闪蒸导致系统难以维持稳定的流动驱动压头，这是细长自然循环系统产生间歇沸腾和强烈流动不稳定性的根本原因。

［1］ 马昌文，徐元辉.先进核动力反应堆［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，湖北荆州人，博士研究生，从事反应堆热工水力研究