低压力、低蒸汽质量下自然循环系统核热耦合两相流不稳定性数值分析

低压力、低蒸汽质量下自然循环系统核热耦合两相流不稳定性数值分析论文信息论文历史：收稿日期：20010-10-13；修回日期：2011-8-24；发表日期：2011-8-24。论文摘要基于一维两相漂移流模型，我们数值模拟了在考虑与不考虑点中子动力学两种情况下，5兆瓦核供热堆（由清华大学核能与新能源技术研究所开发，北京）测试回路（HRTL-5）的两相流稳定性特性。分析了系统在1.5MPa的低气压下和低于10％的低蒸汽质量下的密度波振荡不稳定性。模拟了系统在压力PSYS=1.5兆帕下入口过冷度和热流通量对系统不稳定的的影响。计算结果表明，在不同的热通量下存在两个系统不稳定性入口过冷边界。在不考虑点中子动力学下，计算结果与HRTL-5实验结果吻合良好。在考虑点中子动力学与不考虑核特性两种情况下，系统表现出的不稳定边界相差并不大。但如果加上点中子动力学，在系统不稳定区，系统的热工水力参数的振荡幅度和阶段将受到某种影响。自20世纪50年代，随着核反应堆（特别是沸水反应堆）商业化的开始，国际范围内兴起了对两相流动不稳定的研究。在反应堆热工水力设计中，稳定两相流一直是一条重要的安全准则。自从沸水反应堆（BWR）的发展和商业化以来，热工水力稳定性一直是设计、操作和安全的最重要问题之一。沸水堆两相流不稳定的研究通常是基于高蒸汽品质和强制循环的条件下。Boure等人（1973年）对于流量不稳定提出了清晰的分类。这些不稳定性分析大多基于强制循环的条件，而且密度波不稳定性分析是基于沸水堆的高蒸汽质量条件。之后，雷希（1980）对前人关于流动不稳定性的分析做了一些补充，包括非线性、多维性和即时性的结果。Fukuda和Koborl（1979）首次发表了低蒸汽品质下的密度波振荡不稳定性分析。尤其是严重的三哩岛（TMI）和切尔诺贝利核事故以来，核工程师的设计理念受到了极大的影响。固有的安全和非能动安全的设计理念吸引了越来越多的关注。因为非常简单的设备和固有安全特性，自然循环的设计理念被引入，并一直在新的先进反应堆冷却系统中作为一个重要的操作模式。例如，余热排出系统（RHRS）在没有任何额外的泵或电力提供动力时，利用自然循环消除余热；在下一代沸水反应堆中，自然循环也被采用转移堆芯热量。然而，类似与强制循环系统，自然循环系统，在某些操作条件下也可以产生不稳定现象。因此，设计师和工程师需要知道，什么情况下可能会出现不稳定的现象，以及如何避免这种现象的发生。Fukuda和Koborl（1979）研究了对与自然循环和强制循环两种系统中，低蒸汽质量（I型）和高蒸汽质量（II型）两种类型的密度波不稳定.范Bragt基于荷兰Dodewarrd沸水堆自然循环系统，调查了自然循环下流量不稳定性，测量了在启动过程中流量的振荡。江等人（2000年）对HRTL-5（5兆瓦核供热堆试验回路）在不同压力下和其他一个相当广泛操作参数范围中，进行了一系列的实验。在他们的工作，不仅观察到了几种特别的两相流不稳定现象，并且对他们的机制进行了分析，而且还对I型密度波不稳定进行了报道和分析。1.背景介绍有很多对自然循环沸腾系统的实验研究的文献报道。杜尔加普拉萨德等（2007年）对自然循环回路中的流量不稳定研究，做了一次调查检讨。分别发生在1984年和1988年的Caorso和Lasalle厂事件(March-LeubaandRey,1993)，重新激起了许多研究者对与在沸水堆核热耦合流动不稳定性研究的兴趣。这两起反应堆事故事件源自于产生与堆心的空泡引起的空泡效应或燃料棒的多普勒效应。从那时起，许多研究人员集中兴趣调查研究，中子学和热工水力的耦合特性.vanBragt和vanderHagen（1998）解释了沸水反应堆的中子动力学和热工水利分析的，反馈和共同作用的基本机制。之后，杜尔加普拉萨德等（2007）对核热耦合的机制，提出了一些修改，扩展和补充，并提出了自然循环沸腾系统不稳定性分析的，更先进的观点。然而，在这个问题上存在不同的理解，并且彼此之间的报告结果显示出了巨大的差异。例如，vanBragt和vanderHagen（1998）发现，对与不同类型的密度波振荡（DWO），既所谓的I型和II型的，空泡效应系数（VRC）的绝对值有不同效果的增长方式。然而，不同于给定的结果，根据Nayak等（2000年）VRC绝对值的增长在这两个DWO区具有稳定的结果，然而根据李和潘（2005年）的研究，在这两个DWO区却具有不稳vanBragt和vanderHagen（1998）定的结果。相似于VRC,根据上面提到的文献报道资料，燃料时间常数对系统稳定特性的影响，也表现出很大的差异。尽管这些研究人员使用不同的方法来研究类似的问题，但不一致的结果报告暗示，我们对自然循环不稳定核热耦合这一问题的认识还不够清晰。自1989年以来，清华大学核能与技术研究所（INET）开发的5兆瓦低温核供热堆，一直在运作。它采用整体安排的概念，能在1.5兆帕的低气压下分别操作压水模式和沸水模式。不同vanBragt和vanderHagen（1998），Nayak等（2000年）、李和潘（2005）所研究的系统，本文涉及在HRTL-5系统中，考虑与考虑点中子动力学两种情况下的自然循环不稳定分析。当考虑了中子动力学和热工水力之间的耦合，空泡效应和多普勒效应反馈都会在考虑之内。2.方法在这次调查研究中，四方程漂移流模型被用于描述系统的流动特性，6组缓发中子点中子动力学被用来模拟在堆芯产生的热量，在这个基础上我们还自行开发了计算代码。HRTL-5的特性，如Fig.1，整个循环可分为7个流动区域，包括单相流区，高度过冷沸腾区，低过冷沸腾区，加热段和冷凝段饱和沸腾区，单相气态沸腾区，上升段绝热泡核沸腾区，下降段单相流区。这就是样有关自然循环的详细分区。在本次研究中，局部阻力主要集中在加热部分入口和出口。根据相应的实验数据得到，加热部分进口和出口的阻力系数分别约为33和3。因此，已经开发成功能够被广泛验证的计算机程序，其计算结果与在HRTL-5进行的实验结果非常统一。数学模型如下所示：质量守恒方程：动量守恒方程：能量守恒方程：蒸汽质量方程：漂移流速度模型（朱伯和芬德利，1965年）：过冷沸腾模型（Marotti，1977年）：凝聚模型（杨，2002年）：空泡瞬时模型（江和Emendorfer，1993年）：6组缓发中子点堆中子动力学：从式（12）和（13），可以得出下面的公式：该反应堆动力学与热工水力分析耦合，计入了燃料棒燃料温度和空泡份额的动态反应性反馈效应。反应性ρ（T）由空泡效应和多普勒效应反馈组成，其形式如下：有关数学模型和计算格式的更详细信息，可以参见文献（王等人，2007年）。3.结果与讨论3.1.模型验证该模型可用于确定系统的稳定性图。在某些工况点，一些参数的扰动使得流动参数的以相同的幅度持续增长，该点将被视为是不稳定的，如进口过冷度和热通量。然而，如果扰动使得流量参数的变化受到了抑制，相应的状态点则被认为是稳定的。Fig.2显示了，从对模型的评价模拟中获得的边缘稳定边界，与在HRTL-5进行的实验结果和Jiang（1994年）的数据集的比较。可以看出，本文的模拟结果不但与在HRTL-5进行的实验结果符合得非常好，而且和Jiang（1994）文献报道的结果也非常相符。这表明，一些热通量具有两个边缘稳定边界。随着热通量的增加，相应的稳定边界的入口过冷度也同时增加。Fig.3显示了，相同幅度干扰下的入口流速随时间的变化。在这个图中，清楚地表明，如果其他运行参数是固定的，包括系统的压力、热通量和系统几何尺寸，进口过冷度从15.0K增加到26.2K，入口流速的扰动会导致不同的发展方式。例如，当入口过冷度为15.0K时，如果时间足够长，扰动的效果会慢慢消失，但进口过冷度为15.2K时，入口过冷度的值即使只有一个非常小的增加，这一扰动会使进口流速振荡持续增长最终以不变的振幅振荡下去。当入口过冷在26.0K周围时，会发生与以上类似的现象。而且，随着进口过冷度的增加，每一扰动最后的振荡幅度经历了从低到高，然后再变低的趋势。这一结果还与Jiang等人（2000年）研究文献的实验结果相符得很好。Fig.4显示了入口过冷度为15.2K时，充分发展沸腾的起始点（FDB）随时间的演化。该图表明相关于入口流速振荡，FDBZ振荡约在0.181到0.190，这一特点显示在Fig.3中的第三个曲线图中。Fig.5和Fig.6分别显示在加热段和绝热上升段不同的位置，空泡率随时间演化的模型预测结果。在这两图中可以清楚地发现，流量振荡过程中，在加热段和绝热上升段的不同位置的空隙率波也不断地上下来回振荡。可以看到，在绝热上升段，入口参数的扰动的传输过程需要更长的时间。换句话说，这个过程可以被视为，从入口到出口的两相混合物密度波的传输过程。3.2．核耦合密度波不稳定性图7显示了考虑与不考虑子动力学和热工水力耦合两种评价模型的边缘稳定边界的比较。核热耦合分析，包括多普勒效应和空泡效应的反馈效果。可以得出的结论是：核热耦合密度波不稳定性，具有更广泛的不稳定区域。这意味着中子动力学与热工水力耦合分析，使得系统围绕原边界运行时比以往变得更加不稳定。为了更好的理解多普勒效应的反馈和空泡效应的反馈对系统稳定性的影响，我们对这两种反馈进行了分别的研究。Fig.8显示了入口过冷度为15.2K时，不同核反馈模式下的入口流速随时间的变化。从图可以观察到，在一个固定的操作条件下，多普勒效应反应性反馈使系统变得稍微“稳定”一些，空泡效应反应性反馈使得系统更加“不稳定”。同时考虑多普勒效应和空泡效应，得到的结果是：系统稳定性，介于不考虑反应性反馈和只唯一考虑空泡效应反应性反馈的这两种模型之间。这是因为在这些不同的核反馈模型中，彼此之间的入口流速振荡幅度是不同的。Fig.9显示了不同的反应性反馈模型中，反应性反馈随时间的不同变化。正如图所示，反应性反馈振荡曲线彼此之间振幅和相位都不相同。这是因为以下的耦合链所造成的：其中包括燃料温度变化，产生反应性反馈，反应堆的热功率改变，燃料动力改变和燃料温度再次改变的耦合链；堆芯整体空隙率改变，反应性改变，反应堆的热功率变化，燃料动力变化和堆芯空隙率再次变化的耦合链；以及上述两个耦合链和热工水力参数时间延迟效应的耦合。核反馈影响的直接结果是改变燃料向冷却剂的传热的通量大小。图10显示了不同的核反馈模型下，相对热通量)0()(''''qqt随时间的变化。从图中可以清楚地观察到，多普勒效应引起的相对热通量值幅度最小，空泡效应的最大。根据Fig.8中显示的结果，即使多普勒效应使得热通量在初始值附近振荡，系统的趋势将是稳定的。这种现象可以用时间延迟效应或反应性反馈、热通量反馈和入口流速之间的相位差异来解释，如Figs.8-10。由于反馈空泡效应的反应性反馈、热通量反馈和入口流速的振荡相位相同，，使系统具有不稳定的趋势，如Fig.8所示。而且，我们对不同的核反馈系数的边缘稳定边界，也进行了研究比较。Fig.11显示了不同的空泡反应性反馈系数之间的比较。可以看出，空泡反应性反馈系数的绝对值的增加，使系统更不稳定。Fig.12显示了系统中不同的多普勒效应反馈系数的比较。可以观察到，多普勒效应反应性反馈系数绝对值的增加，使系统更加稳定。4.结论5兆瓦核供热堆是在低压力、低蒸汽质量的情况下，进行操作的。这与在役商业沸水反应堆的操作条件是非常不同。本文介绍了核热耦合两相流不稳定性的分析方法。分析结果显示：1.自行开发的代码可以用来分析两相密度波不稳定性;2.根据目前的反应堆结构和操作条件，增加空泡效应的反应性反馈系数的绝对值，增加了系统的不稳定性;3.根据目前的反应堆结构和操作条件，增加多普勒效应反应性反馈系数的绝对值，对系统的稳定性，具有稳定作用。4.在目前的反应堆结构、操作条件和核反馈系数设计条件下，考虑核反馈，比起不考虑核反馈，系统会更加不稳定。5.不同耦合模型因为反馈参数和一些热工水力参数之间的相对相位差不同，对系统稳定性作用方式是不同的。参考文献：Bou