垂直上升两相流漂移流模型研究

漂移流模型在两相流空泡率计算中处于非常重要的地位,长期以来,研究者对模型中分布参数及漂移速度的确定持不同的观点。本文采用理论分析与实验研究相结合的方法,总结了分布参数和漂移速度的一般规律,提出了垂直上升两相流漂移流模型分布参数和漂移速度必须满足的限制条件,根据理论分析以及实验数据的验证,得出了漂移流模型推荐关系式。

漂移流模型用于毛细管两相流数值计算

毛细管作为家用空调器、电冰箱的节流元件,因为不能随制冷系统负荷变化而调节流量,所以设计毛细管合理参数至关重要。今将整个毛细管内的流动分为过冷液体区和气液两相区两个过程,建立了毛细管内制冷剂两相流动的漂移流模型;这一模型考虑了各相平均速度之间的差异,克服了以往均相流动模型的缺点。进一步考虑两相间相对运动和空隙率及流速沿截面的分布规律,对毛细管长度进行了数值计算。编制了毛细管长度计算的应用程序,并将数值计算结果与文献中的实验数据进行了分析比较,其误差在工程设计的允许范围之内。

漂移流模型分析两相自然循环系统静态漂移特性的探讨

基于分岔理论及其DERPAR数值方法,运用漂移流模型分析典型两相自然循环系统的静态分岔解图,并与均相流模型的结果进行了比较。结果表明:与用均相流模型得到的解图相比,用漂移流模型得到的静态分岔解图的不稳定运行区域和输热能力限相对较小。

核供热堆条件下自然循环两相漂移流模型参数的确定

以5MW核供热低温堆全模拟试验回路(HRTL-5)为物理原型,在一个考虑了加热段欠热沸腾、上升段入口冷凝、上升段闪蒸以及气空间压力平衡等物理过程的两相流动数学模型基础上,编制了两相流计算程序。通过计算,与已有实验结果比较后,确定了两相漂移流模型中参数的取值;这些参数可用于计算低压低干度自然循环系统的流动问题。计算结果表明:①在核供热堆条件下,漂移流模型在C0取1.1、uvj取0.48时,计算结果与实验数据符合较好;②模型参数C0、uvj的取值对计算结果的影响比较复杂,不是单独改变一个参数时的简单叠加,在模型内部存在耦合或增强的效应;③均匀流模型和漂移流模型在计算HRTL-5自然循环流动问题时结果相差较大。

基于一维漂移流模型的并联矩形双通道密度波流动不稳定性数值模拟

基于一维漂移流模型构建了并联矩形双通道密度波流动不稳定性数学模型。模型中采用Zuber推荐的经验关系式计算两相流体空泡份额,采用Chisholm关系式和中国核动力研究设计院自拟关系式计算两相流体的摩擦压降。求解过程中将质量方程、能量方程与动量方程解耦,并在计算域内沿流动方向依次求解方程组。计算过程中,首先开展稳态计算,在稳态解的基础上,通过添加流量或功率扰动,诱发流体周期性振荡,通过辨识瞬态计算中得到的流量振荡模式来获得流动不稳定边界。采用数值计算获得的密度波脉动图像与实验中观察到的密度波脉动现象的特征基本一致。最后,针对16组典型实验工况开展数值模拟,结果表明,大部分工况下计算不稳定界限热流密度与实验值的相对偏差小于±20%。

受热工况截面平均空泡率对漂移流模型分布参数C_0的影响分析

空泡率是汽液两相流动的基本参数之一。在计算空泡率的众多模型中 ,Zuer Findlay漂移流模型目前应用最为广泛。根据受热工况下局部界面参数径向分布特性实验研究结果 ,并通过对现有实验数据的处理 ,分析了受热工况下垂直上升两相流漂移流模型分布参数C0 随截面平均空泡率的变化规律。证实了从过冷沸腾泡状流到饱和沸腾弹状流工况 ,随着空泡率的增加 ,分布参数C0 从一个小于 1的值增加到 1 .0～ 1 .2。

基于漂移流模型的蒸汽发生器稳态热工水力分析

为研究蒸汽发生器的稳态热工水力特性,建立了四方程漂移流模型,并开发了一维计算程序。对蒸汽发生器U型管管束空间考虑为由一次侧通道、二次侧通道和传热管构成,对一次侧通道和二次侧通道的过冷段采用单相流模型,二次侧通道的沸腾段采用四方程漂移流模型,建立基于交错网格的一阶迎风差分方程,通过热平衡-自然循环压降的交叉迭代计算得到稳态热工水力参数。利用程序计算了秦山300 MW核电厂100%、75%、50%、30%、15%功率稳定运行工况下的热工水力特性,并与RELAP5的计算结果进行比较,两组结果一致性较好。

漂移流模型在水平间歇流动中的应用

研究了漂移流模型在水平间歇流动中的应用。间歇流动是水平气液两相流中最常见的一种流态，含气率是两相流的基本参数之一。利用射线系统在长30m、直径为50mm的水平管内测量了以空气．水为介质的间歇流动的含气率。根据漂移流模型的原理提出了一种模型参数的确定方法，并利用实验数据对该方法得到的参数进行了验证，结果表明该方法得到的参数能更准确地描述水平间歇流动。

燃料棒束换热(RBHT)试验对低压下堆芯漂移流模型的评价

我国目前正在发展基于非能动技术的三代核电,为评价和改进非能动核电厂小破口失水事故在低压下棒束区的漂移流模型,采用燃料棒束换热(RBHT)试验对EPRI[6]、Cunningham-Yeh[4]模型,Bestion[7]漂移流模型进行了计算分析,结果表明燃料棒束换热试验RBHT试验数据工况能涵盖非能动核电厂在低压下的参数,不需要建造针对燃料棒束的试验台架,Cunningham-Yeh[4]和Bestion[7]漂移流模型基本适用,而EPRI[6]在低压区过高预测了空泡份额,不适用非能动核电厂。

基于漂移流模型的管道一维气液两相流数值仿真与分析

两相流模型受到双曲线性质的影响,因为很难获得雅可比矩阵的简洁解析表达式,从而限制了开发Roe型黎曼求解器。针对管道气液两相流流动现象,利用一维气液两相流漂移流模型,建立了管道一维气液两相流控制方程,采用基于时间的限制器,使用Lax-Wendroff方法求解方程组,并以此开发了数值求解器。以垂直管中油气两相流为模型算例,计算了不同时刻的管中沿管道方向的含气率分布,通过分析比较,文中采用的漂移流一维气液两相流模型和数值算法能够满足管道一维气液两相流流动的工程应用。

采用漂移流模型的U形管蒸汽发生器动态仿真

使用漂移流模型建立U形管蒸汽发生器瞬态分析模型。在瞬态方程的基础上 ,得到稳态工况的计算方程 ,提出了一个计算速度快 ,精度高的稳态方程求解方法 ;其分析结果与大亚湾核电站蒸汽发生器静态工作特性符合得很好。在瞬态分析过程中 ,使用了自动变步长的非线性多步法 ,在保证计算精度的前提下 ,计算速度得以改善 ;其分析结果与经实验验证的FRAMATOME对大亚湾核电站蒸汽发生器分析结果符合得很好。

漂移流模型在大管内气液两相流动的适用性研究

采用光纤探针测量方法对垂直上升管中空气-水两相流动的局部截面含气率分布规律进行了研究。实验选用的管径为100mm,气相、液相表观速度的范围分别为0～0.1m/s和0～1.0m/s。在对光纤探针法的测量精度进行评价和标定基础上,利用实验获得的截面含气率和气泡速度径向分布信息,得出了分布参数与漂移速度,在此基础上对几类漂移流模型进行评价,发现漂移速度的计算方法不同是导致几类模型计算结果存在较大差异的主要原因;综合比较结果表明,Hibiki-Ishii(2003)漂移流模型计算截面含气率具有较高的精度。

较大管径中两相流动漂移流模型研究

漂移流模型作为一种简单实用的模型,在反应堆热工水力及安全分析,特别是在空泡份额的计算方面,应用非常广泛。针对不同的通道及流型,研究者提出了多种基于漂移流模型的计算方法。通过较大通道中两相流动过程的实验研究,对5种空泡份额计算模型进行评价分析。结果表明,基于常规通道的Hibiki-Ishii模型与实验值吻合较好,平均相对误差为14.1%。结合对气泡运动过程的研究,发现在〈Jg〉β<0.027区,分布参数C0<1,据此,给出了在较大管径通道中计算精度更高的模型关系式。

自然循环两相漂移流理论分析模型的建立

以5MW核供热堆试验回路(HRTL-5)为物理原型,从理论上推导了加热段欠热沸腾、上升段入口附近的冷凝、上升段闪蒸以及气空间压力平衡等关系式,并考虑了热力不平衡等因素的影响,建立了一个完整的四方程漂移流模型,该模型适用于分析低压低干度自然循环系统的流动问题。通过引入冷凝边界层,首次解决了两相流动过程中汽泡在过冷水中的冷凝问题,对汽空间则推导了压力及液位的约束方程。方程组可采用积分方法求解,并利用Rung-Kutta-Verner方法求解所得的微分方程组。

基于漂移流模型的液态金属快堆螺旋管蒸汽发生器热工水力特性分析

在液态金属快堆螺旋管蒸汽发生器中,存在一个普遍问题,其一次侧的进、出口温差大幅升高,二次侧出口蒸汽过热度显著增大,这给其设计及运行带来了挑战。基于离散网格法建立了液态金属快堆螺旋管蒸汽发生器热工水力分析模型。模型对整个一、二次侧回路进行网格划分,采用漂移流模型计算二次侧水-水蒸汽的流动与传热,并在一次侧计算中采用液态金属物性与流动传热关联式;采用内节点法对壁面划分网格,考虑两侧流体与管壁间的对流换热以及壁面导热。基于实验数据验证模型可靠性。以铅铋快堆为例,研究不同入口条件下蒸汽发生器的热工水力特性。研究发现一、二次侧之间的壁面热流密度沿程分布极为不均匀,且热流密度峰值极高。算例中壁面热流密度最大值达到1361 kW/m^(2),最大值与最小值间相差数十倍到数百倍。随着一次侧入口铅铋温度以及铅铋流速的增加,二次侧过冷水区及两相区长度明显缩短,过热蒸汽区长度明显增大;同时,壁面热流密度峰值向螺旋管入口方向移动,二次侧工质压降明显增大。

基于漂移流理论的蒸汽发生器动态特性

以大亚湾核电站U型管自然循环蒸汽发生器为研究对象,根据蒸汽发生器上升通道沸腾段特点,建立了适合工程应用的漂移流模型动态方程。在验证稳态工作特性及与漂移流理论所涉及的关键参数准确性的基础上,进行了蒸汽发生器动态特性仿真与分析。结果表明,所建立的漂移流模型能够较准确地反映蒸汽发生器两相流的流动与换热特性。随着扰动的添加蒸汽发生器各参数都表现出合理的变化趋势,并准确地模拟出"虚假水位"现象,且负荷越高水位对扰动的响应速度与程度越大。

低干度自然循环流量漂移的特征曲线图谱分析

在5MW低温核供热堆全模拟试验回路(HRTL-5)上,实验观察到了低干度自然循环条件下的流量漂移现象。通过一个考虑了加热段欠热沸腾、上升段冷凝、闪蒸等物理过程的两相流动数学模型,编制了相应的计算程序,获得了自然循环特征曲线图谱及其运行曲线,确定了自然循环分岔图和静态不稳定边界图,进而提出了通过自然循环特征曲线图谱研究流量漂移的分析方法。分析表明:特征曲线图谱方法是研究自然循环静态不稳定的有效手段。增大系统压力、减小热流密度、增加入口单相阻力、减小出口两相阻力有利于避免自然循环流量漂移的发生。

基于两相漂移流理论的蒸汽发生器计算程序(CCM)的应用

介绍了一个建立在两相漂移流和相边界可连续移动模型基础上的、可较为全面描述单相及两相流的传热和流动的程序CCM。该程序通过“修正的有限元方法”对控制体节点之间建立联系,保证模拟效果的同时,节省了计算时间。以CCM为基础的UTSG-3程序可较好地模拟U型管蒸汽发生器的稳态和瞬态过程,可得到更为广泛的应用。通过不同运行参数的扰动研究了大亚湾核电站蒸汽发生器动态响应过程,结果显示UTSG-3程序具有模拟U型管蒸汽发生器动态行为的能力。

适用于全流型域全倾角范围的井筒漂移流关系

针对定向井、大位移井等复杂结构井溢流过程及压井作业过程中的井筒多相流动模拟问题,建立了包括32个不同数据源共3561组实验数据的数据库,考虑流体黏度、管道尺寸、界面张力、流体密度、管道倾角等因素对多相流动参数的影响,开发了一种新的适用于全流型域全倾角范围的气液两相漂移流关系。采用理论分析和数据驱动的方式建立了管道倾角为−90°~90°条件下的分布系数和气体漂移速度模型,并与3个现有模型进行对比,发现其预测准确率最高、性能最稳定。选取现场压回法压井案例对漂移流模型在管道倾角为−90°~80°的流动工况下的适用性进行了分析,结果表明关井套压计算误差为2.58%,初始压回套压模拟误差为3.43%,调整排量时的套压误差为5.35%,模型的计算结果与现场压回数据吻合度较高。

基于垂直管道内重油-水两相流动型态的持水率和压降预测模型

针对重油井筒举升流动规律认识不清的问题,采用高黏重油作为研究对象,研究重油-水在上升管中的流动特性,得到了五种重油-水两相流动型态。结果表明:与轻油-水流动不同,重油-水流动过程中未发生相转化,该现象与表面能方程的预测结果相似。通过持水率测量得到重油-水两相的滑移效应随油水混合流速降低或持水率增加而变得更加明显,基于漂移流模型和动量守恒方程推导得到五种流态下重油-水两相流的持水率预测模型,相对误差率在20%以内。总压降梯度在低持水率时以重力压力梯度为主,高混合流速和高持水率时以摩擦压力梯度为主。采用基于Bannwart模型建立的重油-水中心环状流压降预测模型,误差率在30%以内。研究结果为进一步提高重油井筒举升流动参数的预测精度提供了理论基础。