基于缩比模型的非能动余热排出热交换器二次侧新装导流板效应实验研究

陆道纲， 张钰浩， 王忠毅， 曹 琼， 傅孝良， 杨燕华

(1． 华北电力大学 核科学与工程学院， 北京 102206；2． 华北电力大学 北京市非能动安全重点实验室，北京 102206；3． 国家核电软件技术中心， 北京 102209； 4． 国家能源核电软件重点实验室， 北京 102209)

基于缩比模型的非能动余热排出热交换器二次侧新装导流板效应实验研究

陆道纲1,2， 张钰浩1,2， 王忠毅3,4， 曹 琼1,2， 傅孝良3,4， 杨燕华3,4

(1． 华北电力大学 核科学与工程学院， 北京 102206；2． 华北电力大学 北京市非能动安全重点实验室，北京 102206；3． 国家核电软件技术中心， 北京 102209； 4． 国家能源核电软件重点实验室， 北京 102209)

为了减弱内置换料水箱(IRWST)在非能动余热排出热交换器(PRHR HX)余热排出过程中的热分层现象，建立了分离效应缩比实验台架，在PRHR HX二次侧管束区域新装不同数量的导流板，通过实验评价导流板设计方案对IRWST内温度分布、流动特性及PRHR HX传热效果的影响。结果表明：导流板设计方案能够有效改变水箱自然循环特性，提高水箱下部冷流体的利用率，从而降低IRWST内的热分层程度，4导流板、8导流板设计方案分别使IRWST内热分层程度降低了32.3%和37.3%；但导流板造成竖直管束间浮升流体最大流速降低，使得传热系数有所减小，工程应用中需综合考虑各类因素的影响，得到最优化设计方案。

非能动余热排出热交换器； 内置换料水箱； 导流板； 热分层； 传热效果

在三代先进压水堆AP1000中，非能动余热排出热交换器(PRHR HX)能够在事故工况下，通过自然循环，非能动地排出一回路堆芯余热至次级热阱内置换料水箱(IRWST)中，其高效、安全运行对于保证一回路安全降温和降压具有重要作用.PRHR HX和IRWST均为异形结构[1]，其中PRHR HX传热管为C型结构，分为水平段和竖直段管束，其一次侧为反应堆一回路高温高压流体，二次侧完全浸没在IRWST内，依靠自然对流排出堆芯余热.IRWST为类半圆形不规则形状不锈钢内衬大容积水箱，最小水容量为2 092 m3，PRHR HX位置处于IRWST的一侧.

前期相关数值模拟研究结果[2-4]表明，在PRHR HX运行过程中，IRWST内将产生明显的热分层现象，这一现象得到了实验结果的验证[5].陆道纲等[6]、王盟等[7]对PRHR HX进行了优化设计，在一定程度上提升了PRHR HX的传热效果.胡志明等[8]通过实验评估了多向扰流强化换热管相比光管的传热强化效果.前期研究对非能动余热排出系统中热分层现象关注较少，笔者提出PRHR HX二次侧导流板设计方案，通过实验评价该新型设计方案对IRWST内热分层程度及PRHR HX传热效果的影响，为AP1000核电站原型PRHR HX的优化设计提供参考.

1 实验装置及导流板设计方案

在前期实验研究中，基于比例分析结果建立了内置换料水箱及非能动余热排出热交换器整体缩比实验台架[5].实验系统示意图如图1(a)所示，包括PRHR HX&IRWST实验段、给水及净化系统、控制系统和数据采集系统4个主要系统.实验台架高度方向缩比比例为1∶3.64，长度方向缩比比例为1∶9.6，内置换料水箱缩比模型为异形结构，形状与原型保持一致，对应内置换料水箱尺寸约为3.75 m×1.5 m×2.2 m，平均加热功率为176 kW，功率缩比比例为1∶334.7，缩比台架功率体积比与原型相等.

非能动余热排出热交换器模拟件由12根中心对称排列的C型加热管组成，水平、竖直段长度与IRWST缩比比例一致，加热管外径为19 mm，平均热流密度为120 kW/m2.导流板设计方案如图1(b)所示，在PRHR HX管束区新装不锈钢导流板，导流板尺寸为500 mm×400 mm×3 mm，布置在PRHR HX不同高度处，分别形成4导流板设计方案和8导流板设计方案.

(a) 实验台架系统

4导流板设计方案8导流板设计方案

实验中共采用193支外径为0.5 mm的T型、N型铠装热电偶，形成三维热电偶矩阵.选取部分关键位置处测点的温度值进行分析，测点布置方式如图2所示.采用无量纲归一化坐标x*、y*、z*标注不同方向实验尺度及测点位置.在IRWST水箱径向方向设置Line1～Line5监测线，其中Line1和Line2穿过PRHR HX管束区域，每组监测线在8组不同高度处设置热电偶测点.在PRHR HX管束导流板区域内设置关键监测线Line A，在27组不同高度处布置温度测点，以监测导流板间温度分布.另外，在PRHR HX管束区域内布置热电偶以测量管束间流体通道温度，同时在管壁对应流道高度处点焊热电偶以测量管壁温度.所有铠装热电偶均经过标定，直径仅0.5 mm，固定在横穿管束区域的直径为0.5 mm的细钢丝上，使热电偶对温度场和流场的影响尽可能小.在IRWST模拟件侧壁开设21组可视化视窗，采用粒子图像测速仪(PIV)进行速度测量，采用高速摄像机进行局部流型观测.另外，实验测量辅助参数包括水箱外壁散热量、水位和压力等.

图2 温度测点布置示意图

2 实验结果与分析

2.1 温度场分析

不同工况下关键监测线温度变化曲线如图3所示.对于原型工况，流体在PRHR HX的加热作用下向上浮升，当热流体接近IRWST液面时改变流动方向，沿IRWST径向方向流动.该过程中，热流体漂浮在IRWST近水面区域，IRWST下部的冷流体无法直接参与传热，IRWST内形成明显的热分层现象，使得IRWST作为一回路热阱的利用效率较低.

导流板设计方案中，IRWST内温度分布与原型方案相比有明显区别.图3(a)PRHR HX管束区域附近监测线Line A温度变化特性表明，在4导流板和8导流板设计方案中，导流板附近区域分别出现4组和8组温度峰值，说明在管束附近相邻隔板区域内的流体被PRHR HX加热并向上浮升，当热流体向上浮升到导流板处时被导流板阻碍，迫使其改变流动方向，沿导流板下表面向水平方向扩散，形成局部温度峰值.另外，在IRWST下部区域(z*<0.5处)，导流板设计方案测量所得温度高于原型方案温度，而IRWST上部区域流体温度(z*>0.5处)则低于原型方案温度.这一温度分布变化说明导流板能够有效改善PRHR HX下部区域的流动和搅混特性.由于导流板的阻碍作用，PRHR HX下部被加热的流体遇到导流板后向水平方向流动，在较低位置即被导出PRHR HX管束区域，与IRWST下部区域冷流体进行搅混，使得该区域温度升高，相应地，IRWST上部区域流体温升速率降低.这说明在PRHR HX管束区域附近增加导流板能够提高IRWST下部区域冷流体在传热过程中的利用率.由图3(b)所示Line5整体温度分布可知，远离PRHR HX监测线Line5处，下部温度有所升高而近液面处温度降低，与近PRHR HX管束区域温度分布具有类似的变化特性，说明导流板通过改变PRHR HX的局部流动行为，改变了IRWST内整体自然循环流动特性，从而降低了IRWST内整体热分层程度，提高了IRWST作为次级热阱的冷却能力.

(a) PRHR HX管束区域附近监测线Line A的温度分布

(b) 远离PRHR HX处监测线Line5的温度分布

由图3可知，在原型方案中，约7 000 s时，IRWST内上部区域流体温度已经基本达到饱和，而导流板设计方案中，在相同时刻下，IRWST内温度尚未达到饱和，4导流板和8导流板设计方案使IRWST上部区域流体达到饱和温度的时间分别延长了16.9%和21.5%，这意味着IRWST内流体开始发生局部池式沸腾的时刻被延迟，IRWST内的饱和蒸汽经过更长时间后才会进入安全壳，有利于核电厂安全运行.

2.2 热分层分析

由上述温度分布可知，PRHR HX竖直管束底部以及下部水平管束下方区域在各工况下基本处于典型自然对流传热状态，导流板设计方案中导流板对该区域的影响很小，且PRHR HX加热管束下部的流体温度在加热过程中几乎不发生变化.为更加准确地反映导流板对IRWST内流体流动行为及热分层程度的影响，选取PRHR HX下部水平段标高(TC-1-7)及其上部流体区域进行热分层效果分析.选用热分层数(Str, Stratification Number)来定量评价自然对流水箱内热分层程度[9]，如式(1)所示.

(1)

其中，

(2)

(3)

式(2)表示任意时刻水箱高度方向平均温度梯度.其中I为沿高度方向温度测点数量，本研究中，I为水平管束标高上部的测点数量，I=7；Δz为相邻测点间高度差.

式(3)为假设水箱发生完全热分层情况下的温度梯度公式.其中,参考温度Tmax取饱和温度100 ℃；Tmin为初始温度48.9 ℃.基于该定义，在初始条件下，IRWST内温度分布均匀，Str为0，在水箱内出现完全分层的情况下，Str为1.

IRWST水箱不同位置处监测线Line3～Line5平均热分层数的对比见图4.由图4可知，原型方案中，加热初期，被加热的流体向上浮升，热分层程度逐渐增加，达到峰值后，由于热流体漂浮在水箱上部而下部区域流体温度开始明显升高，IRWST内平均热分层程度开始逐渐下降，直到水箱内整体温度趋于饱和后，热分层程度开始逐渐降低.热分层数定量对比结果表明，4导流板和8导流板设计方案能使IRWST内的平均热分层程度在相同加热时间内(前6 000 s)分别降低32.3%和37.3%，说明在导流板作用下，热流体在导流板区域内无法直接浮升到水箱表面，而是提前改变流动方向，与冷流体混合，降低了热分层程度.

图4 不同设计方案下平均热分层数变化对比

以上分析结果表明，在PRHR HX管束区域增加导流板，能够有效改变水箱内局部自然循环特性，提高水箱下部冷流体的传热效率，降低IRWST内热分层程度，且能够延长IRWST上部区域流体达到饱和温度的时间.

2.3 传热效果分析

不同设计方案下1 000 s时刻自然对流阶段与7 500 s时刻池式沸腾阶段PRHR HX不同高度处传热系数的对比如图5所示.由图5可知，对于原型方案与导流板设计方案，随着高度的升高，竖直管束传热系数逐渐增大，另外上部水平段传热效果强于下部水平段.在4导流板和8导流板设计方案中，PRHR HX的传热系数均有一定程度的减小.

图5 不同传热阶段传热系数的对比

自然对流阶段，竖直加热管束间浮升力是决定流体流速和局部自然循环效果的关键因素.加热管管束区域增加导流板后，流体在向上浮升的过程中，由于受到导流板的阻碍作用，流体向上浮升空间被限制在相邻导流板之间，在相同浮升力作用下，相邻导流板间浮升流体最大流速降低，在一定程度上影响了竖直管束的传热效果.在导流板设计方案中，下部水平管束受导流板的影响较小，其传热特性与原型方案类似.对于上部水平管束，导流板设计方案中，被下部水平段和竖直段加热的流体在向上浮升的过程中受到导流板阻碍，无法流过上部水平管束，无法对该区域产生有效的附加流动和搅混效果.因此，上部水平管束与下部水平管束所处传热条件类似，上、下水平管束传热系数变化不大.

池式沸腾阶段，浮升流体最大流速同样由于导流板的作用而降低，气泡流动行为会显著影响管束传热效果.对于竖直段，如图6所示，池式沸腾产生的大量气泡在管束间向上浮升，并在导流板下方结合聚集，无法继续向上流动，而是沿导流板方向向四周扩散.导流板使原型中沿管束间向上流动的气泡速度降低，并分解成沿管束方向向上及沿管束径向方向扩散的2组分速度，传热效果相比原型方案有所下降，但管束间气泡的强烈搅混作用仍使传热系数维持在较大的水平.

图6 PRHR HX管束区域两相流高速摄像图(拍摄速度1 000帧/s)

基于温度场、流场和传热系数的综合分析结果，4导流板和8导流板设计方案能够改变水箱内局部自然循环特性和温度分布，使得PRHR HX运行过程中IRWST内的热分层程度分别降低32.3%和37.3%，但导流板使得管束间浮升流体最大流速降低，两相流流动方向与搅混特性发生改变，在一定程度上使PRHR HX平均传热系数减小，2种导流板设计方案中，PRHR HX传热系数相差不大.

综合考虑，在工程应用中需根据实际工程情况评估是否需要增加导流板.若需要尽快将余热排出，保证一回路快速降温、降压，则无需增加导流板，但该情况下内置换料水箱由于发生明显的热分层，上部冷却水较快发生局部沸腾，使得长期冷却能力受限.而增加导流板更有利于充分利用内置换料水箱的冷却能力，在更长时间内保证内置换料水箱不发生局部沸腾，对反应堆一回路进行长期降温、降压.在实际工程应用中，除上述流动和传热因素外，还需综合考虑新增导流板设计中结构和抗震等多种因素的影响.

3 结 论

(1) 在PRHR HX管束区域增加导流板，能够有效改变水箱内局部自然循环特性，提高水箱下部冷流体的传热效率，4导流板和8导流板设计方案使IRWST内热分层程度分别降低了32.3%和37.3%，使得IRWST上部区域流体达到饱和温度的时间分别延长了16.9%和21.5%，提升了IRWST作为次级热阱的冷却作用.

(2) 导流板使得竖直管束间浮升流体的最大流速降低且流动方向发生改变，在两相流阶段气泡流动和搅混效果受导流板影响较大，使得PRHR HX在自然对流和池式沸腾阶段的传热系数均有一定程度减小.

(3) 增加导流板有利于充分利用内置换料水箱的冷却能力，能够在更长时间内对反应堆一回路进行降温、降压，保证一回路的长期冷却效果.在工程应用中需综合考虑各类因素的影响，得到最优化设计方案.

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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

大型先进压水堆核电站重大科技专项资助项目(2011ZX06004-024-07-03-00)；中央高校基本科研业务费专项资金资助项目(2016XS62)

陆道纲(1965-)，男，江苏扬州人，教授，博导，主要从事核反应堆热工水力及结构流体方面的研究. 张钰浩(通信作者)，男，博士研究生，电话(Tel．)：010-61773169；E-mail：zhangyuhao@ncepu.edu.cn．

1674-7607(2017)02-0167-06

TL353+.13

A 学科分类号：490.40