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  哈尔滨工程大学学报  2019, Vol. 40 Issue (4): 655-662  DOI: 10.11990/jheu.201811023
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引用本文  

程坤, 谭思超. 海洋条件下反应堆热工水力特性研究进展[J]. 哈尔滨工程大学学报, 2019, 40(4), 655-662. DOI: 10.11990/jheu.201811023.
CHENG Kun, TAN Sichao. Research progress of nuclear reactor thermal-hydraulic characteristics under ocean conditions[J]. Journal of Harbin Engineering University, 2019, 40(4), 655-662. DOI: 10.11990/jheu.201811023.

基金项目

国家重点研发计划(2017YFE0106200)

通信作者

谭思超, E-mail:tansichao@hrbeu.edu.cn

作者简介

程坤, 男, 博士研究生; 谭思超, 男, 教授, 博士生导师;
谭思超,男,教授,博士生导师

文章历史

收稿日期:2018-11-08
网络出版日期:2019-01-23
海洋条件下反应堆热工水力特性研究进展
程坤 , 谭思超     
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
摘要:浮动核电站受海面风浪影响会产生多种运动形式,造成堆芯热工水力特性改变,威胁反应堆运行安全。针对我国浮动核电站的研发设计需求,对海洋条件下反应堆热工水力特性的国内外研究进展进行综述,重点关注了海洋条件下流动换热、汽泡行为、流动不稳定性与临界热流密度等方面的研究进展,并提出了未来研究中需重点关注的内容。
关键词流动波动    汽泡行为    临界热流密度    自然循环    海洋条件    热工水力    浮动反应堆    船用核动力    
Research progress of nuclear reactor thermal-hydraulic characteristics under ocean conditions
CHENG Kun , TAN Sichao     
National Defense Key Subject Laboratory for Nuclear Safety and Simulation Technology, Harbin Engineering University, Harbin 150001, China
Abstract: The use of floating nuclear power plants (FNPPs) is an effective way to solve the energy supply problems for marine resource development and island construction.Because of the effects of ocean waves and self-movement, operating FNPPs using the ship-based platform can generate many types of movement, such as heaving and rolling, which can change the thermal-hydraulic characteristics and threaten the nuclear reactor safety.This paper reviews the research progress of nuclear reactor thermal-hydraulic characteristics under ocean conditions in the past decades, and focuses on the thermal-hydraulic problems under ocean conditions, including heat flow and transfer, bubble behavior and flow pattern conversion, flow instability, and critical heat flux (CHF).Finally, the paper discusses and presents the key points that require attention in future research; thus, it can serve as a reference for the design and development of FNPP in China.
Keywords: flow fluctuation    critical heat flux    ocean conditions    thermal hydraulic    floating nuclear reactor    marine nuclear power    

随着我国“海洋强国”战略的提出和“一带一路”建设的整体推进,加速发展海洋经济,促进海洋资源开发利用已成为我国现阶段发展的重要方向之一。海洋资源开发与沿海岛礁建设需要有可靠的能源供给作为保障。海上浮动核电站是搭载有小型反应堆的海洋运行装备,具有可持续供能、清洁环保、机动性好、不占用陆地资源等优点,可用于海上供电、热电联产和海水淡化等领域,是解决海洋能源供应问题的最佳途径,具有广阔的市场应用前景[1-2]。受海面风浪等海洋环境及自身机动等因素的影响,海上浮动核电站在实际运行过程中会产生多自由度的船体运动,引发冷却剂流量等系统热工参数波动,改变反应堆热工水力特性,进而对反应堆的运行安全构成潜在威胁。自20世纪60年代以来,美、德、日等国就陆续开展了海洋条件对反应堆影响的相关研究。随着我国船用核动力的快速发展,哈尔滨工程大学、中国核动力研究设计院等国内多家科研单位针对海洋条件下反应堆热工水力特性问题进行了大量的理论分析、数值仿真和实验研究[3-4]。本文基于公开发表的文献,综述海洋条件下反应堆热工水力特性的国内外研究进展和重要成果,分析过去研究中存在的不足并提出未来研究的相关建议。

1 海洋条件潜在影响分析

表 1为当前世界各国浮动核电站的研发进展,可以看出我国浮动核电站多采用船式平台的设计。一般认为,船式平台在实海况运行时会存在如图 1所示的六自由度空间运动。这些运动形式主要对核动力系统产生两方面的影响:1)船体的倾斜、摇摆运动会引起反应堆系统中管路和设备空间位置的变化,造成冷热源间有效高差的改变,进而影响系统的自然循环能力;对于多环路布置的反应堆来说,船体倾斜会导致环路间自然循环流量的分配不均,增加单侧的冷端换热负担;倾斜后的两相加热通道还可能引起气相的局部聚集,造成壁面传热恶化并诱发沸腾危机。2)船体的起伏、摇摆运动会引入周期性变化的附加惯性力场,这主要是由运动条件所引起的切向加速度、向心加速度和科氏加速度等附加加速度所致。与流动方向平行的附加加速度会对流体产生附加压降,造成系统出现周期性的流动波动或者漂移,引起包括流动阻力、流态转捩、沸腾换热、两相流流型、流动不稳定性以及临界热流密度(CHF)等热工水力特性的改变。此外,对于稳压器、蒸发器等带自由液面的设备而言,晃荡、摇摆等运动形式还会造成设备液位波动,可能引发加热元件裸露、液位测量失真等一系列问题。

表 1 国内外浮动核电站研发进展 Table 1 Progress in R & D of floating nuclear power plants
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图 1 海洋条件下船体六自由度运动示意 Fig. 1 Six degrees-of-freedom ship motions under ocean conditions
2 海洋条件下流动与换热特性研究

同其他船体运动形式相比,摇摆运动的影响最为复杂,因而在以往的研究中受到了广泛的关注。摇摆运动对反应堆系统最直接的影响就是会造成冷却剂的流动波动。高璞珍等[5]建立了一回路冷却剂流动受海洋条件影响的数学模型,分析了冷却剂的受力情况及各种附加惯性加速度对冷却剂流动波动的影响。Tan等[6]和Wang[7]实验探究了摇摆条件下流量波动的原因,发现摇摆条件下流量波动周期与运动周期保持一致,流量波动行为主要受回路驱动力、阻力和附加惯性力3个因素的共同影响,与回路的循环方式无关;流量波动幅度随着附加惯性力的增大而增加,增大回路驱动力或回路阻力则有助于抑制摇摆引起的流量波动。Wang的研究证实摇摆运动能否造成流动波动取决于回路中附加惯性力与驱动力的相对大小关系,当驱动力大于10倍的附加惯性力时,摇摆运动的影响可以忽略。

受流量波动的影响,摇摆条件下回路中的流动阻力特性会发生改变。曹夏昕等[8]、Xing等[9]分别实验研究了摇摆运动下竖直圆管通道和矩形通道内的单相强迫循环流动阻力特性,研究发现摇摆条件下单相摩擦阻力系数会呈现与摇摆运动等周期的波动,雷诺数、流道尺寸、摇摆周期和幅值等因素也会对瞬时摩擦阻力造成影响,但时均阻力系数受摇摆运动影响并不显著。Tan等[6]研究发现采用不同的时均摩擦阻力系数计算方法会造成所获得的海洋条件下层流区时均阻力系数的影响规律存在较大差异,其中采用时均后的压降和流速获取时均阻力系数的方法与实验结果符合更好。

闫超星等[10]实验研究发现,摇摆运动对不加热棒束通道内单相和两相摩擦阻力及定位格架局部阻力的时均值无明显影响,气相流量、液相流量、摇摆参数及通道尺寸是影响摇摆条件下两相瞬时流动阻力特性的重要因素,并采用量纲分析方法获得了摇摆条件下两相流动阻力的计算方法。Chen等[11]在窄矩形通道内沸腾两相摩擦压降特性的实验中发现,加热通道内的两相摩擦压降时均值及其波动幅值会随着摇摆幅值、摇摆周期和热流密度的增加而增大;同加热通道内的两相压降相比,摇摆运动所引起的附加压降可以忽略。

王畅[12]针对摇摆条件下窄矩形通道内强迫循环单相流动传热特性开展了实验研究,发现摇摆运动下脉动流的时均换热特性与静止状态的定常流传热特性的基本相同,但瞬时换热特性受摇摆运动的影响较大,并提出摇摆条件下单相强迫循环时均和瞬时传热关系式。Chen等[13-14]发现摇摆运动会造成窄矩形通道内饱和沸腾工况下瞬时换热系数的周期性波动,但其时均换热系数不受摇摆运动的影响。

日本学者[15-17]在对船用核反应堆自然循环的研究中发现,摇摆运动会提高自然循环工况下堆芯的换热效率。谭思超等[18-20]在摇摆运动下竖直圆管内的单相自然循环流动传热特性实验中发现,与静止的自然循环相比,摇摆工况的自然循环平均流量减小,但是换热能力得到增强;流体温度的波动幅值要大于壁面温度的波动幅值,同时受单相区壁面蓄热的影响,流体温度波动曲线与壁面温度波动曲线之间存在一个较大的相位差。基于实验结果,提出了计算摇摆条件下自然循环传热系数的经验关系式。黄振等[21]认为摇摆所造成的加热管壁面附近流动局部扰动加剧是摇摆强化自然循环传热的主要原因。

除摇摆运动外,研究者们还针对倾斜和起伏运动条件下的反应堆流动换热特性开展了相关研究[22-27]。研究发现,倾斜会造成反应堆系统自然循环能力下降。倾斜角越大,堆芯与蒸汽发生器之间的热驱动压头减小得越多,自然循环能力下降得越多;对于一体化反应堆来说,横倾会使左右回路冷热源高度差发生变化,从而导致两侧换热器一次侧流量出现明显的差异,造成两侧换热器的换热功率不同,二次侧蒸汽产量和品质出现较大差别,为反应堆二回路的控制带来一定影响。与摇摆运动影响相似,起伏运动引入的附加作用力和重力构成的交变力场会引起自然循环的流量波动。起伏强度越大、周期越长,流量的波动幅度越大,且大周期的起伏运动,流量的波动呈现非线性变化,可能会引发堆芯出口沸腾现象,对堆芯的影响更大。Ishida等[17]对核动力深潜器DRX的研究表明,当起伏的周期达到特定值时,流量的波动与起伏运动会形成共振作用,造成堆芯流量的周期性波动振幅达到峰值。

3 局部汽泡行为与流型转换特性研究

海洋条件下沸腾通道内的汽泡处于周期性变化的惯性力场当中,汽泡的行为特性与静态条件下会存在显著不同。在对沸腾通道内的局部汽泡行为进行研究的过程中,大部分研究者将海洋条件所造成的影响归结为系统流量的变化。

Hong[28]在对起伏条件下过冷沸腾汽泡脱离直径开展了可视化实验研究,发现汽泡脱离直径受起伏运动所造成的附加加速度和流量波动的影响,并基于此提出了起伏条件下的汽泡脱离模型。秦胜杰等[29]发现摇摆产生的附加加速度对汽泡本身的受力影响可以忽略,流量波动会导致汽泡脱离点位置的改变。谢添舟等[30-31]实验研究发现摇摆运动所导致的局部流场波动会使汽泡的生长变得不稳定,并建立了摇摆条件下窄缝通道内汽泡脱离直径的预测模型。李少丹[32]认为海洋条件对过冷流动沸腾通道内局部汽泡行为的影响主要有3个方面:海洋条件附加加速度场的直接影响、热工边界条件的改变和非稳态因素的影响,其中热工边界条件的改变是海洋条件影响局部汽泡行为的主要原因,并提出海洋条件下汽泡行为与过冷沸腾换热的预测模型。

在海洋条件下两相流型转换特性的研究方面,阎昌琪等[33]通过实验发现,摇摆运动会使泡状流提前转化为弹状流,使搅混流的区域加宽;在弹状流区域内,摇摆运动下两相流空泡份额小于其静态值。王广飞等[34]发现,由于窄矩形通道内表面张力作用的增强以及摩擦阻力压降的增加,导致摇摆对两相流型的影响并不明显。张金红[35]摇摆运动下水平和竖直圆管通道内的流型转换特性开展了实验研究,获得了附加周期力场作用下管内两相流流型的分类及转换规律;通过修正Chisholm模型中的经验参数,获得了适合摇摆条件下环状流摩擦压降计算关系式。贾辉等[36]发现在相同液相折算流速条件下,管径增加、摇摆周期缩短或摇摆幅值减小会使得环状流的形成需要更高的气相折算流速。

4 海洋条件流动不稳定性与CHF研究

两相流动不稳定性类型众多、影响因素复杂,耦合海洋条件所引发的周期性流动波动,会造成反应堆系统出现复杂的非线性现象。Ishida等[37]发现在起伏条件下,当系统自维持脉动与重力场变化所引起的脉动之间会发生共振叠加,导致系统参数波动的加剧。谭思超等[38-41]实验研究了摇摆条件下圆管通道内两相自然循环的流动不稳定性现象,结果表明摇摆运动会造成自然循环流动不稳定性起始点的提前。在摇摆条件下,流动不稳定现象(波谷型脉动)会首先发生在流量波动的波谷点处。摇摆运动引起的波谷型脉动和密度波脉动叠加后会形成复合型脉动,加剧系统的不稳定。Guo等[42]针对海洋条件对并联通道自然循环流动不稳定性的影响开展了数值仿真研究,结果表明摇摆条件下并联通道内存在2个分别位于高含气率区和低含气率区的不稳定区域;摇摆条件下自然循环系统的非线性特征明显,随加热功率的增加会出现倍周期分岔现象,并可能会出现混沌现象。

Tang等[43]在海洋条件下并联矩形通道强迫循环流动不稳定性实验中发现,倾斜、起伏和摇摆运动对于强迫循环流动不稳定性发生的界限热功率与稳定边界影响较小,两相流动不稳定的发生主要取决于系统的热工条件而非海洋条件的影响。Yu等[44]开展了摇摆条件下窄矩形通道内强迫循环流动不稳定性的实验研究,获得了摇摆条件下波谷型脉动、复合型脉动的特点和演化规律,证实了实验中观察到复合型脉动的产生是波谷型脉动与压力降型脉动叠加的结果。

由于海洋条件下流动不稳定现象强烈的非线性特点,研究者们尝试将非线性分析方法和混沌理论应用到该领域的研究中。Guo等[45]发现,采用快速傅里叶变换(FFT)方法可以有效辨别海洋条件下流动失稳的发生及评估海洋条件的影响。张文超等[46-47]运用混沌时间序列分析的方法研究了摇摆条件系统流量脉动的混沌特性与机理,并对实验中发现的规则复合型脉动的同步化规律进行了分析,获得了运动条件下自然循环流动不稳定性的非线性演化机理。

在海洋条件下两相沸腾系统内,沸腾临界现象及临界热流密度(CHF)特性的研究中,Isshiki等[48]实验证实了倾斜和起伏运动会造成CHF值的下降。Otsuji等[49-51]发现起伏运动导致的CHF发生的提前程度与起伏运动的幅值大小成线性关系。在低入口过冷度条件下,CHF的提前发生可完全归结于流量波动;在高入口过冷度所对应的过冷沸腾工况下,出口含气率波动比较明显,且起伏运动所造成的CHF降低更为显著。庞凤阁等[52]和高璞珍等[53]针对摇摆运动条件下强迫循环和自然循环通道内的CHF特性进行了实验研究,实验中发现了摇摆运动导致了CHF的降低,高璞珍认为摇摆运动所引起的流量波动是导致CHF降低的主要原因。Hwang等[54]选用R-134a作为实验工质,研究了强迫循环条件下摇摆运动对于向上流动加热管内的临界热流密度的影响,提出了摇摆条件对于CHF的影响机理:1)在DNB区域内(即在中压或高压下高于某一特定流量值时),由于汽泡边界层的搅混和汽泡脱离速率的增强,切向力和高质量流速的共同作用促进了摇摆条件下CHF的提升;2)在Dryout区域内(即在中压下低于某一特定流量值时),摇摆运动会使环状流的液膜厚度降低,进而导致摇摆条件下CHF的提出发生。Liu等[55]基于微液层蒸干模型开发了过冷流动沸腾CHF预测模型,并对该模型在运动条件下的适用性进行了研究,结果发现,运动条件下的CHF随着轴向加速度和径向加速度的增加而降低;当热工水力工况变差时(比如低入口过冷度、低质量流量或高含气率),这2种效应对CHF的影响变得更为突出。Liu等[56]对于海洋条件下并联加热通道的流动失稳和CHF特性开展了数值仿真研究,发现横倾所导致的并联通道流量分配不均和摇摆所造成的流量脉动会引起CHF的提前发生。

5 数值分析工具开发与系统特性分析

热工水力系统分析程序是反应堆设计和安全分析的重要工具。现有的反应堆系统分析程序多针对陆基反应堆开发,无法开展海洋条件下的反应堆热工水力计算。Ishida等[57]通过将海洋条件下的加速度场代替原有定常重力场的方式,对RETRAN-02程序中控制方程的质量力源项进行修正,开发获得了适用于海洋条件下热工水力系统安全分析的程序。这种通过修改质量力源项引入海洋条件影响的做法被后续的程序开发者们所沿用[58-61]

船用核动力装置“孤岛运行”的特点导致其在事故状况下缺乏充足的外部能源支持,非能动安全技术被广泛采用在现有浮动堆的设计中。由于非能动安全系统多采用自然循环、流动扩散等方式,海洋条件对非能动安全系统的影响不容忽视。基于所开发的海洋条件系统分析程序,国内外研究者针对海洋条件下船用非能动安全系统的运行特性开展了计算分析。Zhang等[62]利用RELAP5-3D程序评估了海洋条件下OFNP-300浮动核电站在全厂断电和破口事故工况下的安全性能。杨帆等[63]和程坤等[64]研究了海洋条件对浮动堆全厂断电事故后的事故进程的影响,评估了现有一次侧和二次侧非能动余热排出系统设计在海洋条件下适用性。

6 结论

综上所述,国内外研究者围绕海洋条件下反应堆热工水力特性的相关问题已开展了大量的研究工作,相关研究主要以机理性实验研究为主,已经形成了较为完善的研究方法和技术手段,丰富了对于海洋条件影响的认识。对于研究现状的总结与未来研究展望如下:

1) 在流动传热特性研究方面,研究者们明确了海洋条件下流动波动的影响机理和作用边界,对于摇摆运动作用下单相流动换热特性形成了系统性的结论。但海洋条件下两相流动阻力和沸腾换热特性的认识不足,且相关研究多集中于强迫循环,自然循环工况下相关研究开展较少。未来需针对海洋条件下两相自然循环的流动换热特性开展进一步的研究,研究对象可更多关注浮动堆中广泛采用的棒束燃料元件通道形式。

2) 在两相流型研究方面,发现了摇摆运动作用下存在的两相流型特点及其转换规律,但相关研究中的两相流动多采用空气与水进行模拟,相关结论在沸腾两相系统的适用性需要进一步验证。在汽泡行为研究方面,研究者们认识到附加外力场所引发的流量波动会造成沸腾汽泡生长、脱离等局部行为的改变,但对汽泡受海洋条件影响的微观作用机制的认识尚不统一。引入精细化的全场可视化测量手段,获得海洋条件下微观汽泡行为特征,进而构建海洋条件影响的物理机理模型是今后研究的方向之一。

3) 海洋条件下流动不稳定性现象表现出强烈的非线性特点,不同研究者获得的海洋条件对于自然循环和强迫循环的流动不稳定边界的影响规律之间存在较大差异。海洋条件下CHF的研究开展不多,当前对于海洋条件下CHF的影响机理认识不足。未来需继续开展海洋条件下流动不稳定性与CHF特性的相关研究,拓展研究的热工水力和海洋条件参数范围,完善对于海洋条件影响规律和机理的认识。

4) 已开展的海洋条件下热工水力实验多为机理性研究,研究对象和实验参数距船用堆真实条件相差较多,所获得经验关系模型难以满足船用堆工程设计的需要。受此限制,现有海洋条件热工水力系统分析程序中多沿用静态条件下的热工水力模型,且大多缺少系统性的实验验证来评估由此所造成的误差。因此,海洋条件热工水力通用模型开发与船用堆专用程序验证评估是今后该领域需关注的重点问题之一。

5) 相较于局部的热工水力现象,针对海洋条件下船用反应堆及非能动安全系统整体热工水力行为的研究有限。对于非能动余热排出系统等多自然循环回路耦合的系统,其回路间的动态反馈响应特性受海洋条件的影响机理尚不明确。因此,未来可针对船用非能动余热排出系统等浮动核电站关键系统在海洋条件下的适用性开展重点研究。

6) 从浮动核电站工程设计的角度考虑,对于现有设计中所存在的稳压器、抑压水池等含自由液面的设备,海洋条件所造成的自由液面波动对于液位等关键参数测量、设备功能发挥及关联系统控制等问题的影响有待开展相关研究进行评估。

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