豎直圓管外含空氣蒸汽冷凝傳熱的實驗研究

宿吉強，孫中寧，范廣銘，侯曉凡

（哈爾濱工程大學 核安全與仿真技術國防重點學科實驗室，黑龍江 哈爾濱 150001）

豎直圓管外含空氣蒸汽冷凝傳熱的實驗研究

宿吉強，孫中寧，范廣銘，侯曉凡

（哈爾濱工程大學 核安全與仿真技術國防重點學科實驗室，黑龍江 哈爾濱 150001）

通過對含空氣蒸汽在豎直圓管外表面冷凝傳熱的實驗研究，分析了空氣質量分數、壓力及過冷度對蒸汽冷凝換熱的影響，給出了含空氣蒸汽的冷凝傳熱過程中的實驗關聯式。結果表明：在空氣質量分數及壓力不變的條件下，壁面過冷度對冷凝傳熱系數的影響高于純蒸汽冷凝過程中的Nusselt層流解；所得到的實驗關聯式具有更廣的適用范圍，且其與實驗值的誤差在±10%以內。

含空氣蒸汽；冷凝傳熱系數；壁面過冷度

新型的三代、四代反應堆中采用的非能動安全殼冷卻系統是依靠含空氣蒸汽在凝結壁面上的冷凝導出安全殼內熱量的。空氣的存在增加了冷凝傳熱過程中的傳熱傳質阻力，對蒸汽的傳熱有著至關重要的影響［1］。含空氣蒸汽的冷凝同時受到壁面過冷度、壓力和空氣質量分數等諸多參數的影響，這增加了研究的難度［2-5］。為考察各參數對冷凝傳熱的影響，并得到在更大參數范圍內適用的實驗關聯式，本文在壓力為0.2～0.7MPa、空氣質量分數為10%～95%、壁面過冷度為27～67℃的條件下，對蒸汽在豎直圓管外壁面的自然對流冷凝過程進行實驗研究。

1 實驗系統與實驗方法

1.1 實驗系統

實驗系統如圖1所示，外徑38mm、壁厚2mm的光滑不銹鋼實驗管位于直徑為565mm的圓柱形換熱器的中心位置，實驗管裸露在換熱器內的長度為2m，剩余管段被隔熱層包裹。換熱器外壁同樣包裹有隔熱材料，用以降低換熱器對環境的散熱。為保證實驗過程導入的蒸汽在換熱器內混合均勻，在換熱器蒸汽入口處設置兩層均氣孔板。

圖1 實驗系統示意圖Fig.1 Scheme of experiment system

換熱器內的壓力通過精度等級為0.075的壓力傳感器進行測量。換熱器內的溫度測量采用精度為0.1%的鎳鉻-鎳硅熱電偶，壁面上的測溫熱電偶垂直點焊在實驗管段的9個截面上，9個截面沿管軸向均勻分布。每一截面的壁面對稱安裝2對熱電偶，同時在每一截面上均裝有1對熱電偶測量換熱器內的主流混合氣體溫度，主流溫度測點距實驗管外壁面80mm。實驗段入口和出口處各安裝1套精度為0.5%的鎧裝式銅-康銅熱電偶，測量冷卻水進、出口溫度。溫度及壓力傳感器數據用NI數據采集系統檢測，輸入計算機處理。

實驗過程中冷卻水入口溫度在30℃左右，通過控制流量，使冷卻水進、出口溫升控制在5～8℃的范圍內，降低實驗管內側溫度分布不均對管外冷凝的影響。氣側主流溫度的測量采用各測點取平均的方法，實驗中各主流測點的最大溫差在3℃以內［5］時，認為各組分氣體混合均勻。為消除動態冷凝的影響，實驗中各組數據均在調節組分并穩定100s后進行采集，每組數據采樣時間為10s，通過多次采集在各參數趨于穩定后進行最終的數據記錄。

1.2 實驗方法

文獻［5］認為實驗中換熱器內部的含空氣蒸汽為飽和狀態，且將空氣及蒸汽均視作理想氣體，由理想氣體狀態方程可對不同空氣含量下的蒸汽溫度進行計算。忽略換熱器對環境的散熱，則換熱器內氣體冷凝放出的熱量等于管側冷卻水吸收的熱量，在計算冷凝傳熱系數h時有：

式中：M為冷卻水的質量流量；h2、h1分別為冷卻水出口及入口的焓；A為實驗管的外表面積；tb、tw分別為換熱器內混合氣體的主流溫度及實驗管的外壁面溫度。

2 實驗結果分析

2.1 壁面過冷度的影響

冷凝過程中，壓力及空氣含量會對壁面過冷度產生較大的影響，在這兩個參數變化的條件下無法準確考察壁面過冷度對h的單一影響。為此，實驗在管外壓力p＝0.5MPa、空氣質量分數Wa＝25%和60%的條件下，通過調節管內冷卻水流量，改變冷凝換熱量，對壁面過冷度進行研究。

采用多元線性回歸得到的Liu關聯式認為壁面過冷度同h正相關，而從實驗結果（圖2）中可看出，壁面過冷度的增加對h的影響是負面的，與Dehbi關聯式的趨勢相近。參考文獻［5］的觀點，認為壁面過冷度對h的影響呈指數規律，結合壓力及空氣質量分數的影響，有：

圖2 壁面過冷度對冷凝傳熱系數的影響Fig.2 Effect of wall subcooling on condensation heat transfer coefficient

式中：α為過冷度的指數項；F（Wa，p）為Wa及p的函數。

通過對壁面過冷度的指數項進行線性回歸，可得到α為-0.6。在得到α的條件下，由實驗參數計算得到F（Wa，p），同實驗數據擬合值的相對偏差在±5%以內，如圖3所示。

圖3 過冷度影響修正后的F（Wa，p）Fig.3 F（Wa，p）based on revised subcooling

實驗中得到α為-0.6，Nusselt［6］純蒸汽冷凝的層流解中過冷度的指數為-0.25，這一方面說明了含空氣蒸汽冷凝過程中壁面過冷度的增加會使h降低，不利于高效換熱；另一方面也說明了相對于純蒸汽的冷凝過程，空氣的存在，使h受壁面過冷度的影響更加明顯。

2.2 壓力及空氣含量的影響

在壓力、空氣質量分數變化的條件下，對蒸汽的冷凝傳熱過程進行了實驗研究，結果示于圖4。由圖4可看出：固定壓力條件下，h隨空氣質量分數的增加而降低，且隨空氣含量的增加，h降低的速度下降；相同空氣質量分數條件下，h隨壓力的增加而增大，在空氣含量較高的條件下，壓力影響同樣減弱。

圖4 空氣質量分數與冷凝傳熱系數的關系曲線Fig.4 Air mass fraction vs.condensation heat transfer coefficient

根據壓力及空氣質量分數對實驗結果的影響，可擬合出F（Wa，p）的變化曲線，如圖5所示。進一步結合對過冷度影響的分析，可得到h隨壁面過冷度、空氣質量分數及壓力變化的實驗關聯式：

圖5 F（Wa，P）與空氣質量分數的關系曲線Fig.5 F（Wa，P）vs.air mass fraction

適用范圍為：0.20≤Wa≤0.80；0.2MPa≤ p≤0.7MPa；27℃≤tb-tw≤67℃。

由實驗數據計算得到的F（Wa，p）與關聯式的計算結果的對比顯示，關聯式的誤差范圍為±10%，如圖6所示。

圖6 實驗關聯式與實驗數據的對比Fig.6 Comparison of correlation and experimental data

2.3 對比分析與評價

為進一步考察實驗關聯式的適用性，將數據及關聯式與其他關聯式進行了對比。需說明的是，Dehbi的關聯式為了與平板參數對比而乘以0.8的修正系數，本實驗管徑參數與Dehbi的相同，為在圓管條件下與其對比，將其關聯式的計算結果轉換為圓管下的值。而Uchida的關聯式過于保守，參考文獻［4］的意見，將其乘以2.2的修正系數。圖7示出在不同壓力下實驗數據與各關聯式的對比。

圖7 不同壓力條件下實驗數據與各關聯式的對比Fig.7 Comparison of experimental data and different correlations

Uchida關聯式的計算結果雖與實驗結果的趨勢一致，但其不能顯示壓力及壁面過冷度對h的影響，對于壓力變化大的冷凝工況，Uchida的預測結果會產生較大偏差。

在較小過冷度范圍內通過多元線性回歸得到的Liu關聯式的預測結果明顯高于實驗數據，而除壁面過冷度之外，本文的實驗范圍可涵蓋其工況，這一方面說明壁面過冷度對冷凝傳熱系數影響的重要性，另一方面也說明Liu關聯式在超出其適用范圍的擴展性較差。

Dehbi關聯式在其適用范圍內的預測結果與實驗數據較為接近，在不考慮過冷度影響的前提下，僅在0.7MPa壓力下其預測值偏小，其參數范圍具有較好的擴展性。

本實驗得到的實驗關聯式由于是在對過冷度進行單獨實驗的基礎上得到的，且參考了更大范圍內的數據，使其在各參數的范圍內均具有很好的適用性。

3 結論

1）含空氣蒸汽冷凝過程中，受液膜及空氣層的影響，壁面過冷度對h的影響大于Nusselt純蒸汽冷凝的層流解。2）實驗范圍內，固定壓力條件下，h隨空氣質量分數的增加而降低，且隨空氣含量的增加，h降低的速度下降；相同空氣質量分數條件下，h隨壓力的增加而增大，在空氣含量較高的條件下，壓力影響同樣減弱。3）在分析各參數的基礎上，對實驗數據進行了擬合，得到了h與壁面過冷度、空氣質量分數及壓力變化的實驗關聯式，誤差范圍小于±10%。4）與其他關聯式相比，本文所得到的實驗關聯式具有更大的適用范圍，且能更好地反映過冷度的變化對h的影響。

［1］ ROSA J C.Review on condensation on the containment structures［J］.Progress in Nuclear Energy，2009，51（1）：32-66.

［2］ UCHIDA H，OYAMA A，TOGO Y.Evaluation of post-incident cooling systems of light-water power reactors［C］∥Proceedings of International Conference on Peaceful Uses of Atomic Energy.［S.l.］：［s.n.］，1965：93-102.

［3］ TAGAMI T.Interim report on safety assessments and facilities establishment project［R］.Japan：Atomic Energy Research Agency，1965.

［4］ LIU H，TODREAS N E，DRISCOLL M J.An experimental investigation of a passive cooling unit for nuclear plant containment［J］.Nucl Eng Des，2000，199（3）：243-255.

［5］ DEHBI A A.Analytical and experimental investigation of the effects of non-condensable gases on steam condensation under turbulent natural convection conditions［D］.［S.l.］：［s.n.］，1990.

［6］ NUSSELT W.De oberflachenkondensation des waserdampfes［M］.Frankfurt：VDI，1916：541-546，569-575.

Experimental Study on Condensation of Steam With Air on Outer Wall of Vertical Pipe

SU Ji-qiang，SUN Zhong-ning，FAN Guang-ming，HOU Xiao-fan
（National Key Discipline Laboratory of Nuclear Safety and Simulation Technology，Harbin Engineering University，Harbin150001，China）

By carrying out experimental study on the condensation of steam with air on the outer wall of a vertical pipe，the effects of mass fraction of air，pressure and subcooling on steam condensation were analyzed，and the empirical correlations of condensation heat transfer of steam with the air were given.The results show that under the same air mass fraction and pressure conditions，the effect of wall subcooling on condensation heat transfer coefficient is greater than that of the pure steam condensation given by Nusselt laminar solution.The empirical correlation obtained is suitable for a wider application region and the correlation error associated with the experimental value is within±10%.

steam with air；condensation heat transfer coefficient；wall subcooling

TL332

A

1000-6931（2014）02-0263-04

10.7538／yzk.2014.48.02.0263

2012-11-07；

2012-12-12

宿吉強（1987—），男，山東煙臺人，博士研究生，從事反應堆熱工水力研究