矩形窄缝自然循环密度波不稳定特性实验研究

周 涛，刘 亮，李 宇，李精精，肖泽军

（1.华北电力大学 核热工安全与标准化研究所，北京 102206；2.中国核动力研究设计院，四川 成都 610041）

矩形窄缝自然循环密度波不稳定特性实验研究

周 涛1，刘 亮1，李 宇1，李精精1，肖泽军2

（1.华北电力大学 核热工安全与标准化研究所，北京 102206；2.中国核动力研究设计院，四川 成都 610041）

以去离子水为工质，对其两相自然循环流动不稳定性进行了实验研究，得到了2mm和5mm的矩形缝隙条件下的流量变化情况。实验结果分析表明：2mm矩形窄缝的流量波动周期为4～5s，5mm的流量波动周期为5～7s；2mm矩形窄缝的上下振幅对称性不佳，5mm的上下振幅对称性较好；随着加热量的增加，2mm和5mm矩形窄缝的波动周期均会增大。2mm矩形窄缝随着功率的增加，出现了流量漂移，密度波波动特征减弱。

密度波；矩形窄缝；不稳定性；自然循环

自然循环在动力、化工等领域被广泛运用，特别是在第3代核电的非能动技术中，自然循环具有重要的作用。但自然循环容易产生流动不稳定性［1］，流动不稳定性可能导致传热恶化，使得部件产生热疲劳，影响其使用寿命。因此，自然循环的应用受到了较多限制。目前，圆形管道的流动不稳定性研究已较多［1］。谭思超等［2］以去离子水研究了圆管的高频不稳定，并得出了半经验公式。杨瑞昌等［3］以氟利昂为工质研究了圆管的不稳定性，得出了低频的密度波脉动和高频的声波型脉动两种不稳定性。目前，对于矩形窄缝的自然循环流动不稳定的研究相对较少［4－5］。张蕾［6］对矩形窄缝不稳定情况的压降特性进行了研究，文献［7］对矩形窄缝的流量漂移进行了研究，但他们未对矩形窄缝的密度波在不同缝隙的不稳定性进行研究。深入研究矩形窄缝的自然循环特性，对提高反应堆的固有安全性具有重要意义。因此，本文针对矩形窄缝低压情况下的两相自然循环密度波型脉动特性进行实验研究。

1 实验装置

自然循环实验装置［7］如图1所示。该实验台架高4m。除实验段外，循环回路管道均采用外径32mm、内径25mm的无缝钢管。整个实验系统主要由去离子水箱、氮气瓶、稳压器、涡轮流量计、预热段、矩形通道可视试验段、冷凝器、水泵、浮子流量计等组成。实验工质为高纯度去离子水，实验压力最大为4MPa；矩形窄缝分别为2mm和5mm；矩形实验通道的长度为1 000mm，宽度为40mm；功率范围为0～40kW；实验通道工作温度为200～350℃；入口过冷度为2～21℃；出口干度为0.2～0.3。对不同实验工况，固定系统压力、入口过冷度和下降管上的阀门开度，不断增加加热段功率，使系统内发生流量脉动。

图1 自然循环实验装置Fig.1 Natural circulation test loop

2 实验结果及分析

2.1 2 mm矩形窄缝的密度波特征

预热段功率为2.6kW，加热段功率分别为4.7、7.6、10.6kW的2mm矩形窄缝的循环流量如图2所示。

由图2a上可看到两条曲线，瞬时流量曲线和流量趋势线。流量趋势线稳定在1L／min左右，瞬时流量曲线则在趋势线上、下波动，其上、下振幅分布不平均。下振幅变化的绝对值在0.8L／min以上，上振幅区变化的绝对值小于0.4L／min。波动周期约为4.4s。

由图2b可见，流量趋势线稳定在1L／min左右，瞬时流量曲线则在趋势线上、下波动，其振幅的变化特征与图2a相似。波动周期约为4.7s。

图2 预热段功率为2.6kW、2mm矩形窄缝的循环流量Fig.2 Flow rate under preheating power 2.6kW and 2mm narrow rectangle channel

由图2c可见，这时的瞬时流量曲线的脉动已很不规则，特别是在4 500s以后，由于进入低流量区，流量降低到0L／min，此时的波动规律性差。

2.2 5 mm矩形窄缝的密度波特征

预热段功率为6.2kW，加热段功率分别为11.2、13.3kW的5mm矩形窄缝的循环流量如图3所示。

从图3a可见，流量趋势线稳定在2L／min左右，瞬时流量曲线则在流量趋势线上、下波动，其上、下振幅较为平均。波动的周期约为5.2s。

从图3b可见，流量趋势线稳定在2L／min左右，瞬时流量曲线则在流量趋势线上、下波动，其上、下振幅较为平均。波动的周期约为6.3s。

2.3 密度波特征对比

从波动的周期看：2mm矩形窄缝的波动周期为4～5s，5mm矩形窄缝的波动周期为5～7s，即矩形窄缝的宽度增加了流量波动的周期。从波动的振幅看：2mm矩形窄缝的上、下振幅对称性不佳，下振幅变化的绝对值大于上振幅；5mm矩形窄缝的上、下振幅的对称性较好。这是由于矩形窄缝越窄，越容易受到产生的气泡的影响。当气泡较多或形成弹状流时，窄缝越窄，通道的扰动也会越大。

3 密度波不稳定性产生原因分析

3.1 密度波不稳定性机理

将实验台架假设为一均匀定常受热、边界受到定常压降边界条件约束的沸腾流动环形通道。热量的持续输入导致流动介质密度变化，这样入口流量出现了一小扰动，这个小扰动传播到两相区时就会引起气化率及空泡份额的小扰动，从而两相混合物的密度产生一小扰动，继而两相区的压降也会产生小扰动。由于受压降边界条件的约束，单相区的压降也就产生一等值方向的变化量，这个反馈回来的压降变化就产生了入口流量变化的反馈扰动量。从液相流量变化到两相区的压降变化在时间上滞后了一段时间，若不存在这种扰动传播的时间延迟效应，反馈流量扰动量的相位就应该与原来的扰动量的相位相反，从而与原扰动相互抵消，原扰动就会消失，流动也就恢复到原来的稳定状态。单向流动时就是这种情况。由于扰动传播时间延迟效应的存在，在一定结构条件和运行工况下，反馈流量的扰动量就可能与原扰动量的相位相同，两者叠加而形成更大幅值的新的扰动量，如此反复，最终发展成为宏观上的自持振荡。由于受实际系统的制约，振荡的幅值是有限的，不可能发展到无穷大。

3.2 密度波不稳定性特性阶段

矩形窄缝密度波的不稳定性分为以下几个阶段。

1）第1阶段

第1阶段为自然循环形成阶段。循环回路的去离子水由下降段进入预热段内预热，经过单相液体区、过冷沸腾区到饱和沸腾区，而后上升段内的流体成为气水混合物，由于气水混合物的密度较过冷水要小，在下降段中由单相水产生的提升压降（负值）的绝对值较上升段中气水混合物产生的提升压降（正值）要大，两者的代数和就是回路的驱动压头，驱动压头克服了下降段与上升段系统的流动阻力，使气水混合物在冷凝段冷凝后沿下降段向下流，气水混合物沿上升段向上流，形成自然循环。

图3 预热段功率为6.2kW、5mm矩形窄缝的循环流量Fig.3 Flow rate under preheating power 6.2kW and 5mm narrow rectangle channel

2）第2阶段

第2阶段为波动起始阶段。自然循环中的持续热量输入导致流动介质发生相变，使得存在两个密度相差悬殊的组分，混合物的密度也随之发生变化。在一定条件下，任何小的扰动量（如加热量、流量等），经过流量-密度-压降之间的多重延迟性反馈的放大作用，这一小扰动就会引起宏观的振荡。

3）第3阶段

第3阶段为波动变化阶段。对于已形成了流量的波动，通过研究它在1个周期内的特征来说明其机理。矩形窄缝内的流量增加到一定值时，加热段产生的气泡量将减少到一定值，这时它的驱动力减小，然后它的流量开始下降。随着流量的下降，加热段产生的气泡有所增加，但这种气泡的增加并未能维持或增加流量。流量继续减小，这时气泡大量增加。当气泡较多或形成弹状流时，通道内的流型受此扰动，引起流量的变化。当流量降到一定值时，随着加热段内大气泡的移除，加热段内小气泡增多，驱动力增加，流量开始增加，直到增加到最大值。如此反复，则形成了持续的振荡。

4 结论

以去离子水为工质，对2mm和5mm的矩形窄缝的自然循环系统流动不稳定性进行了实验研究，重点对密度波不稳定性的特征进行了研究，并对发生机理进行了解释，得到的结论如下。

1）2mm矩形窄缝的流量波动周期为4～5s，5mm的流量波动周期为5～7s。

2）2mm矩形窄缝的上、下振幅对称性不佳，5mm的上、下振幅对称性较好。

3）随着加热量的增加，2mm和5mm矩形窄缝的波动周期均会增大，2mm的随着功率的增加，出现了流量漂移，密度波波动特征减弱。

［1］ NAYAK A K，VIJAYAN P K.Flow instabilities in boiling two-phase natural circulation systems：A review［J］.Science and Technology of Nuclear Installations，2008，2008（15）：725-732.

［2］ 谭思超，庞凤阁，高璞珍.自然循环过冷沸腾流动不稳定性实验研究［J］.核动力工程，2006，27（1）：18-21，93.

TAN Sichao，PANG Fengge，GAO Puzhen.Experimental research on subcooled boiling flow instability of natural circulation［J］.Nuclear Power Engineering，2006，27（1）：18-21，93（in Chinese）.

［3］ 杨瑞昌，王彦武，王飞，等.自然循环过冷沸腾流动不稳定性的实验研究［J］.核动力工程，2005，26（4）：317-322.

YANG Ruichang，WANG Yanwu，WANG Fei，et al.Experimental study of flow instability in a natural circulation system with sub-cooled boiling［J］.Nuclear Power Engineering，2005，26（4）：317-322（in Chinese）.

［4］ 杨晓强，秋穗正，贾晓鸿，等.水平矩形窄缝通道内水沸腾换热的实验研究［J］.核动力工程，2007，28（3）：38-42.

YANG Xiaoqiang，QIU Suizheng，JIA Xiaohong，et al.Experimental study on the heat transfer of water boiling flow in narrow horizontal rectangular channels［J］.Nuclear Power Engineering，2007，28（3）：38-42（in Chinese）.

［5］ 王艳林，黄彦平，卢冬华.矩形窄缝通道流动不稳定起始现象实验研究［J］.核动力工程，2007，28（2）：28-32.

WANG Yanlin，HUANG Yanping，LU Donghua.Experimental research on onset of flow instability in narrow rectangular channel［J］.Nuclear Power Engineering，2007，28（2）：28-32（in Chinese）.

［6］ 张蕾.窄缝内流动不稳定性下临界热流密度研究［D］.北京：华北电力大学，2013.

［7］ ZHOU Tao，HONG Dexun，RAN Ke，et al.Research on mechanism of flow excursion in narrow rectangle channel under natural circulation［J］.Nuclear Engineering and Design，2013，254：1-4.

Experiment Study of Density Wave Instability of Natural Circulation in Narrow Rectangle Channel

ZHOU Tao1，LIU Liang1，LI Yu1，LI Jing－jing1，XIAO Ze-jun2
（1.Institute of Nuclear Thermal-hydraulic Safety and Standardization，North China Electric Power University，Beijing102206，China；2.Nuclear Power Institute of China，Chengdu610041，China）

The experimental study was performed to investigate the flow instability in a natural circulation system by using deionized water，which gained the changeable situation of the flow rate in the narrow rectangle channel at the size of 2mm and 5mm.The analysis results show that the periods of wave with 2mm and 5mm narrow rectangle channel are 4-5sand 5-7srespectively，the symmetrical characteristic of the amplitude of 2mm is not good as the 5mm it is，and the periods of the 2mm and 5mm increase with the heating power.With the heating power increasing，flow excursion phenomenon happens in the channel at the size of 2mm，and the characteristic of density wave weakens.

density wave；narrow rectangle channel；instability；natural circulation

TK124

：A

：1000-6931（2015）05-0848-04

10.7538／yzk.2015.49.05.0848

2014-01-07；

2014-09-22

国家自然科学基金资助项目（50976033）；中央高校基本科研业务专项资金资助项目（2014BJ0086）；中国核动力研究设计院二所项目资助（2013-07）

周 涛（1965—），男，陕西西安人，教授，博士，从事核热工水力研究