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1、新型直流蒸发器的热工水力分析新型直流蒸发器的热工水力分析樊普秋穗正苟军利贾斗南 ( 西安交通大学核能科学与工程系，西安7 1 0 0 4 9 )摘要蒸汽发生器是连接一回路和二回路的关键设备。直流蒸发器由于产生过热蒸汽简化设备而在新型核动力系统中得到应用。为研究直流蒸发器在稳态和瞬态过程中的热工水力特性，建立了描述直流蒸发器物理现象的数学模型。应用本模型，研制了可以计算稳态和瞬态工况下，一回路和二回路流体温度场、焓场的热工水力特性的程序。计算结果对直流蒸发器结构设计、安全运行具有指导意义。关键字：直流蒸发器：热工水力：瞬态；两相流1 前言预计新型紧凑式压水堆在未来商用中具有很大的潜力它的典型特点
2、在于将堆芯、主泵、管道、蒸汽发生器等一回路主要设备集中于压力容器内【I 2 】与常规核动力装置相比，可以避免大破口事故的发生，相应地，固有安全性得到提高为了产生驱动汽轮机的蒸汽，在蒸汽发生器中热量从_ 回路冷却剂传到二回路的给水。蒸汽发生器有两种类型：U 型管蒸汽发生器和直流蒸发器( 0 T S G ) 。U 型管蒸汽发生器具有较大的水装量但是在它的出口产生的是饱和蒸汽，为此，必须安装汽液分离器。所以从结构的观点来看，直流蒸发器可以获得较小的尺寸。本文研究的直流蒸发器( o T S G ) 是逆向流动双面加热的换热器，它竖直布置在反应堆压力容器中如图1 所示。蒸汽发生器采用管套管式直流蒸发器，
3、一次侧冷却剂由上至下流过蒸汽发生器二次侧环形通道的内、外侧。二次侧给水由下至上流过蒸汽发生器接受来自其流道两侧冷却剂的加热，由过冷水加热为过热蒸汽，经历了复杂的换热工况，包括单相液体对流换热、核态沸腾换热、干涸后换热以及单相蒸汽对流换热。图1核动力系统布置简图核动力装置经常以不同的负荷运行，在变负荷过程中经历复杂的热工水力特性。反应堆的安全运行取决于直流蒸发器的换热能力。为了研究直流蒸发器在各种稳态负荷以及变负荷瞬态工况时的热工水力特性，建立了用于描述直流蒸发器物理过程的数学模型，两相流的压降计算采用一维均匀流模型。2 数学模型图2 是直流蒸发器中一次侧流体和二次侧流体流程图一次侧流体在内管和
4、壳侧自上而下流体。二次侧流体在内管和外管组成的环形空间自下而上流体，受到一次侧流体的双面加热。图3 是直流蒸发器换热管束布置图。在进行稳态和瞬态数值计算时，对图3 中的菱形子通道建立数学模型，包括一次侧管内侧流体、一次侧管外侧流体、二次侧流体模型、内管壁和外管壁数学模型3 6 9新型直流蒸发器的热工水力分析图2 套管式直流蒸发器流程图动量守僵方程：! 詈+ 昙( 等) = 一彳鲁一刚一卅( 3 )百+ 云i 一月瓦一俐一刎一其中，1j j r ，讲= 舄内管的能量守恒方程为：，r ( ，：一彳蠢c ，丝磐嘲机( “ 枷2 毗I ( L ( 5 )外管的能量守恒方程为：配嵋旦笋出以，圳如饥( t
5、 哪( 6 )其中成管子密度；C 。管子比热；，白，分别为内管的内径和外径；白，r 舯分别为外管的内径和外彳i f ：；乙，瓦。分别为内管和外管管壁图3 直流蒸发器中换热管布置图 平均温度：乙乃。分别为内管中一次侧流体2 1 基本热工水力方程【3 4 I一次侧在管内是单相流体。二次侧流体经历从单相液体到单相蒸汽的变化。为建立较为精确且合理的蒸汽发生器数学模型作了如下假设：( 1 ) 假设蒸汽发生器内工质的流动是一维的，即工 质的热力学状态和水力学状态只沿轴向位置变化，而在同一截面上，具有相同的状态参数：( 2 ) 在蒸汽发生器一次侧或二次侧内，工质的压力只随时间变化而不随空间变化。也就是说各点
6、的压力具有相同的时间特性：( 3 ) 管壁很薄，假设直流蒸发器传热管壁温度沿径向不变；( 4 ) 忽略一、二回路工质的轴向导热；忽略蒸汽发生器的对外散热；忽略传热管壁的轴向导热；忽略除传热管壁外的任何构件的热容量。基于以上假设，在直流蒸发器任一轴向位置Z 处。一次侧和二次侧流体简化的质量、能量和动量守恒微分方程为：质量守恒方程：皇2 + 丝；o( 1 ) 8 t8 z能量守恒方程：皇业+ 旦鲤；盟+ 至( 2 )3 7 0和壳侧一次侧流体的温度；以f ，。分别为一次侧流体和内管壁与外管壁的换热系数：吃t 丸。分别为二次侧流体与内管壁和外管壁的换热系数。2 2 一次侧流量分配方程采用套管式蒸汽发
7、生器，则一次侧流量分配为内管内和外管外两部分。在计算内管内侧和外管外侧的质最流量时。根据内管内侧和外管外侧的压降相等米迭代计算各自的流量第一步根据流道的流通面积不同而首次分配流最形= w 爿，( 爿，+ 彳。)6 )呒；w 彳。( 4 + 彳。)( 7 )其中：矽为一回路总流量，堙s ；彬为一回路内管内侧流量，妇，。：睨为一回路外管外侧流量，堙J第二步由冷却剂能量方程求得流道内流体的温度场及物性参数，由流道内物性参数根据动量守新型直流蒸发器的热工水力分析恒方程求出流道内的压降，从而根据内管内侧和外管外侧的压降是否相等来判断。如果不相等，将压降大的通道流量减小，压降小的通道流量加大，进一步迭代，
8、直到达到相等( 在规定误差范围内) 为止2 3 结构方程为求解直流蒸发器的热工水力特性，首先应该给出在能量和动量守恒方程中所用到的结构方程，即：换热经验关联式和摩擦系数经验关联式。2 3 I 换热系数经验关联式一次侧流体和管壁之间的对流换热属于单相对流换热，然而，二次侧流体和管壁之间的对流换热经历了单相液体对流换热，两相对流沸腾换热和单相蒸汽对流换热，因此把二次侧流体分为四个换热区域，即：单相液体对流换热、饱和沸腾换热、干涸后或者缺液区换热和单相蒸汽对流换热。所用到的所有换热关联式在下面给出。1 单相对流换热区域( 过冷水和单相蒸气) 5 l( D i t t u sa n dB o e n
9、e r 19 3 0 ) ，虬= O 0 2 3 ( R c ) ( P r ) n ，( 8 )2 饱和沸腾换热区域嘲( c h e n ，1 9 6 6 ) ，脚脚，降产r 降r 陆) + L以JL 露J ，L 伪，L 7 ， o o 毗s 隰卜呐) ，其中，F ：j 2 3 5 ( 丘。+ 0 2 1 3 r E 。 o 1 0( 1 0 )I l ：o巧so 1 0匝+ o 1 2 ( R P 九R e 穿c 3 2 5 一( 1 1 )s = 5 + o 4 2 ( R P r 。3 2 5 s R 哳7 0 ol o 1。R 坼7 0 o脚。艺严刈矿3 缺液区换热1 3 1 ( G
10、 r o e n e v e l d ) ，匕= s 2 x 一。 R e 。 + 考：一善，) D _ P ：y 卅膳y ；一。( 老一 n 4c t x 户 L 以J2 3 2 摩擦系数关联式心州簧| =( 1 5 )竺R e 1 0 0 0：0 4 11 0 0 0 舢V 吖2 对于两相摩擦压降一匿F 一淫，卜( 1 7 ，其中，哦是基于均匀流模型的全液相压降倍增因子，采用 咖卜删卜降矿( 1 8 )4 结果和讨论为了求解建立的一维数学模型首先要将微分方程形式的数学模型离散为差分方程，为此，将O T S G 沿轴向位置分为N 个控制体，如图4 所示。、杉夕、，、-，S多么、乡，弋夕么、，
11、杉，囫i 硼e r 仙b e w 鲥l图O I I t 贯似b e 删I图4O T S G 轴向节点划分图根据已建模型，开发了用于预测新型核动力系统中真流蒸发器的热工水力特性的程序 m O 下S G ) 。在稳态热工水力特性计算中，采用迭代方法进行数值求解；在瞬态热工水力特性中，由于求解问题为具有初值问题的刚性常微分方程组。是病态方程组。为此选用G e a r 算法求解。4 I 稳态计算结果4 1 1 计算初始条件在l o o 额定负荷下，新型核动力系统稳态运行参数如下：热功率2 0 0M W ：一回路压力：1 5 7M p a ；堆芯入口温度：5 3 4 1 5K ；堆芯出口温度：5 7 4
12、 1 5K ；3 7 l笱D000新型宜流蒸发器的热工水力分析一回路质量流量：9 9 0 堙s ；二回路质量流量：7 5 堙J ：O T S G 给水温度：3 3 8 1 5K ；O T S G 出口蒸汽温度：5 4 3 1 5K ；二回路压力：3 2M p a ；新型核动力系统的稳态运行控制原理采用堆芯平均温度不变的方式，如图5 所示3 L “己：拿0 6 l图5 堆芯稳态运行原理图4 1 2 计算结果分析T H A O T S G 程序可以计算不同稳态运行负荷下O T S G 的热工水力特性本文给出在1 0 0 额定和8 0 额定负荷下的计算结果。图6 为二次侧流体在1 0 0 和8 0
13、额定负荷下直流蒸发器时焓沿轴向高度分布图。其中二次侧流体入口为过冷水，是单相换热。并且由于在O T S G入口段，0 T S G 的换热管数目较少，换热面积较小，所以焓上升缓慢；随后，二次侧流体进入O T S G 套管段，换热管数目骤增，换热面积增大。并且受到来自套管段内管和套管外管外侧一次侧流体的双面加热，二次侧流体由过冷水的单相换热逐渐过渡为两相的沸腾换热、干涸后换热，最后发生单相蒸汽换热等不同传热工况，所以流体换热量随着换热工况的不同而不同，焓上升趋势也有明显的区别。在两相沸腾传热区，焓上升趋势明显；在干涸后传热和过热蒸汽区，换热量减小，焓上升趋势缓慢。图7 为一次侧流体在l O O 和
14、8 0 额定负荷下沿O T S G 轴向高度自下而上的焓分布图。一次侧流体在套管段入口分为两股流体：套管内管内侧流体和套管外管外侧流体；一次侧流体在套管段出口又汇合为一股流体，所以按照O T S G 的结构，把一次侧两股流体的焓分别计算一次侧流体自上而下穿过直流蒸发器时，和二次侧流体的换热量数值与二次侧流体所处的传热工况有关，所以一次侧流体焓自上而下下降的趋势与二次侧流体自上而下3 7 2上升的趋势类似，就不再赘述。图6 二次侧流体焓沿O T S G 轴向高度分布O 5 O 52 02 5 0 T s 6 轴向高度( M 图7 一次侧流体焓沿O T S G 轴向高度分布图8 为O T S G
15、内二次侧流体温度自下而上沿O T S G 轴向高度分布。二次侧流体的传热工况从单相传热变到过热蒸汽传热，温度逐渐升高，在两相区，保持为一常值，然后温度又逐渐增加。图8 二次侧流体温度沿O T S G 轴向高度分布对照图6 和8 中1 0 0 和8 0 额定负荷各热工水力参数，可以发现在1 0 0 额定负荷二次侧流体的过冷段和沸腾段长度大于在8 0 额定负荷下的过冷段和沸腾段长度这主要是由于反应堆采用堆芯平均温度不变的运行方案所致，在较低运行功率下，堆芯进口温度较高，即在真流蒸发器二次侧流卜r卜rrLrklh卜rrrr【rk卜|E恤慧篡=怒嚣蒜伽。新型直流蒸发器的热工水力分析体进口段，二次侧流体
16、和一次侧流体温差较大，换热强烈。换热量大于在1 0 0 额定负荷下的换热量，所以二次侧流体过冷段和沸腾段变短4 2 瞬态计算结果直流蒸发器的瞬态热工水力特性包括诸如负荷跟踪、失水事故等瞬态工况。本文给出2 个计算堆芯负荷跟踪过程中直流蒸发器的瞬态热工水力特性计算结果示例。计算工况l 初始边界条件：堆芯功率在2 0 0 s从l o o 满负荷变化到9 5 ，随后保持不变如图9 所示计算工况2 初始边界条件：堆芯功率在2 0 0 s从8 0 满负荷变化到7 6 ，随后保持不变。图9 堆芯功率变化曲线图1 0 是直流蒸发器中一次侧流体进口和出口焓随时问变化曲线，都随着堆芯功率下降而下降图l I 是二
