低压自然循环间歇泉流动不稳定性实验研究与RELAP5程序验证
2014-08-08朱晓桐曹夏昕郑云涛
朱晓桐,曹夏昕,丁 铭,高 力,郑云涛
(哈尔滨工程大学 核科学与技术学院,黑龙江 哈尔滨 150001)
采用自然循环流动方式的非能动安全系统以其“不依靠外部机械设备维持,大幅简化设备”的突出应用前景成为下一代反应堆技术的研究焦点[1-5]。为确保所设计的非能动安全系统的运行可靠性,国际上大都采用专用的计算分析软件进行安全性评估。目前使用较多的是RELAP5程序,该程序具有良好的应用记录[3-4]。但对于某些复杂的流动现象,如两相自然循环流动不稳定等[5-6],国际上一些学者对RELAP5软件在计算适用性的问题上提出了质疑。例如Manera等[7]对闪蒸驱动两相流动不稳定性进行了研究,通过对模型细致全面地分析,指出现有的热工水力计算程序在模拟闪蒸不稳定性的物理特性时缺乏可靠的依据;Mangal等[8]分别对高压和低压的自然循环系统进行了RELAP5模拟计算,结果表明,RELAP5程序在模拟高压回路自然循环流动特性时,得到的单相和两相的流量计算结果与实验值均符合较好,而在模拟计算低压回路时,只有单相自然循环流量与实验值符合较好,两相阶段流量计算结果与实验值相差较大。
为此本文拟搭建一套可视化低压敞口的自然循环回路装置,在对实验现象和数据进行分析的基础上,采用RELAP5程序对低压条件下自然循环流动进行模拟计算,将计算结果与实验数据进行对比,以验证RELAP5程序的适用性。
1 实验装置与实验方法
实验装置如图1所示,由加热段、上升段、开口高位水箱、下降段、阀门以及测量系统等组成。为便于实验观察,整个实验回路采用透明的有机玻璃管进行连接。实验加热段长1.3 m,内径20 mm,采用电加热丝进行加热,加热功率1.46 kW。实验回路总高度6.9 m,水平段总长4.5 m。开口水箱高度0.5 m,内径0.09 m。系统启动前,水箱内注入常温水,水箱内初始水位高度0.4 m。
图1 实验装置示意图
测量系统中,采用镍铬-镍硅铠装热电偶进行温度测量,热电偶主要布置在自然循环回路的加热段入口、加热段出口、上升段与下降段,分别标记为A、B、C、D(图1)。回路流量测量采用电磁流量计,布置在下降管段上,其测量范围为0.06~6.36 m3/h,精度为0.5%。实验中,测量参数的输出信号经NI高速数据采集系统进行实时监测和记录,采样周期为0.1 s。需要说明的是,实验回路中水箱采用敞口开式,故未在回路内设置稳压器。
2 实验结果分析
a——蓄热阶段;b——喷放阶段
加热初期,加热段内流体不断吸收热量,当加热壁面温度高于实验段内流体饱和温度时,将首先在壁面附近产生少量小气泡。但由于加热段短,加热段内两相流体密度与对应下降段内流体密度之差所产生的驱动压头太小,不足以克服上升段内流体自身的重力,因此,尽管在上升段内有少量气泡出现,但加热段内流体仍处于一蓄热的静止状态,对应于图2a。随着热量的持续输入,加热段内产气量明显增加,管段内流体蓄热量不断加大。在蒸发量达到某一“突发点”后,大量气泡产生。与水混合而成的两相流体呈“突发式”从加热管段出口处上升,在上升过程中,气泡不断聚合形成大的气弹,如图2b所示。当两相流体上升进入到浸没在水箱中的上升管后,将以“喷泉”的方式涌出水面,与此同时,下降段内冷流体进入加热段内,在这个过程中,实验回路上升段和下降段被监测点处流体温度出现剧烈的波动,如图3所示。
图3 温度实验结果
由于气泡涌出后,下降段过冷流体又重新进入加热段内,上升段内已无足够的驱动力,因此流动将会停滞,待加热段内大量气泡生成后,再次产生瞬间的流动。从图3可看出,随着每次大量气泡的涌出,水箱内的水在不断被加热,下降段内C点处流体温度也在不断升高,上升段流体温度波动周期逐渐缩短。由此可知,这种间歇流动产生的周期长短主要取决于下降段内过冷流体的温度,下降段流体温度越高,波动周期越短。
当水箱内流体温度达到当地压力下的饱和温度时,实验回路流量波动周期恒定(图4),所监测的A、B、C、D4点温度波动幅度均不再发生变化,流动进入恒周期的两相流动不稳定阶段。A点和B点处温度波谷值为顶部水箱内水的压力(约101 kPa)对应的饱和温度(100 ℃),波峰值为加热段内水当地静压力(约160 kPa)下的饱和温度(113 ℃)。由于下降段流体温度基本恒定,这样加热段内流体蒸发产生气泡所需的热量主要取决于加热段入口当地压力下过冷液体的欠饱和焓与当地压力下的潜热焓。
图4 两相稳定阶段回路质量流量与温度实验结果
基于对上述实验现象的分析,可知这种流动不稳定属于典型的间歇泉流动不稳定现象,流量脉动的根本原因在于有效驱动压头的周期波动,即与加热段内气液两相流动的产生-消失周期密切相关。
3 RELAP5/MOD3.2程序验证
为了验证RELAP5程序计算间歇泉流动不稳定的可行性,本文对实验回路进行建模,并采用RELAP5/MOD3.2软件进行模拟计算。
3.1 节点划分
图5 实验回路节点划分
图5示出实验回路节点划分图。100P模拟回路加热,112P模拟顶部开口水箱。200B用于模拟两相流体到达水箱出口处在重力作用下的汽水分离。392TDV模拟大气条件下的压力温度边界。节点划分考虑管段内流体向环境中散热。
3.2 模拟计算结果分析
图6示出A、B、C、D4点温度实验结果和计算结果的对比。经比较发现,在进入恒周期性的间歇泉两相流动不稳定阶段,实验数据与计算结果基本吻合,即周期与波峰、波谷基本一致。以图6中A点为例,实验中A点温度波动周期在56 s左右,波峰在113 ℃左右,波谷在100 ℃左右。在RELAP5/MOD3.2的计算结果中,A点温度波动周期约为57 s,波峰在111 ℃左右,波谷101 ℃左右,与实验值的相对偏差分别为1.77%和1.0%。B点在波峰、波谷上的相对偏差分别为5.56%和2.0%,周期一致。C点在波峰、波谷上的相对偏差分别为14.0%和0.5%,周期相同。D点在波峰、波谷上的相对偏差较小,分别为2.68%和3.33%,周期一致。
图6 温度实验结果与计算结果对比
图7为加热段入口处压力波动实验结果与计算结果的对比。可见,计算结果与实验结果曲线波动周期基本吻合,波动幅值存在一定偏差,压力平均值相对偏差为9.38%。
图8为回路质量流量的实验结果与计算结果的对比。可看出,计算结果与实验结果曲线波动周期基本一致,波动幅值存在一定偏差,流量平均值相对偏差为17.4%。
综上可知,采用RELAP5/MOD3.2软件给出的计算结果与实验数据符合较好,表明可采用RELAP5/MOD3.2软件对低压下间歇泉式自然循环流动不稳定性进行模拟计算。
图7 压力波动实验结果与计算结果对比
图8 回路质量流量实验结果与计算结果对比
4 结论
1) 在开口低压自然循环回路中,出现间歇泉流动不稳定现象的根本原因在于有效驱动压头的周期性变化。周期长短与下降段流体温度密切相关,下降段流体温度越低,出现间歇喷放的周期越长。
2) 通过与温度、加热段入口处压力和回路流量的实验数据对比,验证了RELAP5/MOD3.2程序模拟计算低压条件下间歇泉自然循环流动不稳定的可行性。该结论为后续应用RELAP5程序来拓展实验研究,进行敏感性分析提供了依据并奠定基础。
参考文献:
[1] 阎昌琪,曹夏昕. 核反应堆安全传热[M]. 哈尔滨:哈尔滨工程大学出版社,2004:65-67.
[2] 田文喜,秋穗正,郭赟,等. 中国先进研究堆自然循环程序的开发及应用[J]. 西安交通大学学报,2005,39(3):308-312.
TIAN Wenxi, QIU Suizheng, GUO Yun, et al. Development of a transient thermal hydraulic analysis code for China Advanced Research Reactor[J]. Journal of Xi’an Jiaotong University, 2005, 39(3): 308-312(in Chinese).
[3] 阎义洲,臧希年. 用RELAP5对非能动余热排出系统的瞬态分析[J]. 清华大学学报:自然科学版,2002,42(8):1 005-1 007.
YAN Yizhou, ZANG Xinian. Transient analyses of AC600 passive residual heat removal system using RELAP5[J]. J Tsinghua Univ: Sci & Technol, 2002, 42(8): 1 005-1 007(in Chinese).
[4] 彭云康,李夔宁,童明伟,等. RELAP5分析非能动堆芯应急冷却系统实验结果[J]. 重庆大学学报,2003,26(3):85-88.
PENG Yunkang, LI Kuining, TONG Mingwei, et al. RELAP5 analysis of passive emergency core cooling system tests[J]. Journal of Chongqing University, 2003, 26(3): 85-88(in Chinese).
[5] 徐锡斌,徐济鋆,黄海涛,等. 低压下两相自然循环流动不稳定性的实验研究[J]. 核科学与工程,1996,16(2):104-113.
XU Xibin, XU Jijun, HUANG Haitao, et al. Experimental study on two-phase natural circulation flow instability under low pressure[J]. Chin J Nucl Sci Eng, 1996, 16(2): 104-113(in Chinese).
[6] 吴莘馨,姜胜耀,吴少融,等. 喷泉不稳定诱发间歇流量振荡实验研究[J]. 核动力工程,1997,18(2):124-128.
WU Xinxin, JIANG Shengyao, WU Shaorong, et al. Experimental investigation on geysering induced intermittent flow oscillation[J]. Nucl Power Eng, 1997, 18(2): 124-128(in Chinese).
[7] MANERA A, ROHDE A, PRASSER U, et al. Modeling of flashing-induced instabilities in the start-up phase of natural-circulation BWRs using the code FLOCAL[J]. Nuclear Engineering and Design, 2005, 235(14): 1 517-1 535.
[8] MANGAL A, JAIN V, NAYAK A K. Capability of the RELAP5 code to simulate natural circulation behavior in test facilities[J]. Progress in Nuclear Energy, 2012, 61: 1-16.