程 坤 陸雅哲 陳宏霞 吳 鵬 初 曉
(核反應堆系統設計技術重點實驗室,四川 成都 610213)
浮動核電站是搭載有小型壓水堆的海洋船舶裝備,具有能源輸出高效穩定、清潔環保、機動性好等優點,是解決我國近海島礁與遠海穩定能源供應難題的理想途徑[1]。由于船舶載體的內部空間有限,現有浮動核電站設計(如中國ACPR50S、俄羅斯KLT-40S 等)多采用結構緊湊、換熱高效的螺旋管直流蒸汽發生器作為反應堆一、二回路間的關鍵換熱設備[2],其運行穩定性將直接影響浮動核電站的能源輸出品質和反應堆安全。
作為直流蒸汽發生器中實現能量傳遞的核心部件, 螺旋換熱管內存在的汽液兩相流動不穩定性是直流蒸汽發生器安全可靠運行的重要威脅。 兩相流動不穩定性會引起并聯螺旋管內流量、 壓降和空泡份額等熱工參數的大幅振蕩, 造成螺旋管發生熱應力的交替變化及機械振動, 甚至導致蒸發器傳熱管破裂(SGTR)等事故的發生。 國內外研究者針對螺旋管內汽液兩相流動不穩定性誘發機理、影響因素、不穩定邊界及預測技術等開展了大量的理論分析、數值仿真和試驗研究。 本文基于公開發表的文獻,綜述螺旋管內兩相流動不穩定性的國內外研究進展和重要成果, 分析過去研究中不足并提出未來研究的相關建議。
兩相流動不穩定性是動力裝置熱工水力研究領域長期關注的重點問題之一。 Boure 等[3]、Kakac 等[4]、Ruspini 等[5]對各時期的重要研究成果進行綜述。 可以發現,過去研究主要關注靜態條件下沸騰直管通道內存在的兩相流動不穩定性現象,形成了對直管通道內兩相流動不穩定性誘發影響機理較為清晰的認知。與之相比,針對螺旋管內兩相流動不穩定特性的研究開展相對較少。
對于兩相沸騰通道來說,流動壓降、沸騰換熱、汽泡動力學行為等熱工水力特性是影響決定其兩相流動不穩定特性的關鍵因素。螺旋管內流體受到離心力的作用會產生局部二次流、 汽-液兩相非均勻分布等特殊現象,造成螺旋管的熱工水力特性與直管通道相比存在顯著區別[6]。 Naphon 等[7]指出二次流現象(見圖1)的存在使得螺旋管內的單相流動行為相比與直管通道更為復雜,螺旋管內單相摩擦壓降要明顯高于相同流量下的直管通道,且局部二次流的攪混作用能夠強化螺旋管的單相流動傳熱能力。 由于汽-液兩相存在較大的密度差異,螺旋管內兩相熱工水力特性受離心力的影響更加顯著。 Murai 等[9]和Sun 等[10]分別采用可視化實驗測量和CFD 模擬的方式研究了離心力對于螺旋管內兩相分布及相界面結構的影響,研究結果表明受到重力和離心力的作用,液相會聚集在螺旋外側和底部, 而汽相則會聚集在螺旋內側和頂部,造成螺旋管周向壁溫和局部傳熱系數的分布不均。Santini 等[11]研究了HCSG 傳熱管內的單相與兩相壓降特性, 結果表明兩相摩擦壓降與流量的1.91 次冪成正比關系,證實了螺旋管彎曲會導致強烈的耗散效應。 Chen 等[12]實驗發現與直管存在顯著不同的是,螺旋管中過冷沸騰可以在其壁面平均溫度小于飽和溫度的情況下發生。 Hardik 等[13]利用紅外熱成像技術研究了螺旋曲率與汽-液密度比率對螺旋管兩相沸騰傳熱系數的影響規律。

圖1 螺旋管內局部二次流示意圖[8]
鑒于螺旋管與直管通道在流動壓降、局部換熱系數分布、 沸騰起始點等熱工水力特性上存在較大差異,對于螺旋管內兩相流動不穩定特性的認知以及直管通道經典流動不穩定性理論對螺旋管的適用性成為研究者們關注的焦點。楊瑞昌等[14,15]以氟利昂12 為介質實驗研究了3 根并聯螺旋蒸發管內的兩相流動不穩定行為, 獲得了并聯螺旋管內密度波型脈動(DWO)的脈動特征及不穩定邊界預測的經驗關系式。Guo 等[16]實驗發現了水平螺旋管在中、低壓條件下存在的三種不穩定性類型:密度波型脈動(DWO)、壓力降型脈動(PDO)和熱力脈動(THO),并擬合獲得描述DWO 發生邊界的關系式。 馮自平等[17]在此基礎上進一步研究發現低壓下DWO 的發生會削弱螺旋管傳熱能力,螺旋管內脈動時均傳熱系數的最低值僅為穩定工況下的10%左右。 朱宏曄等[18]通過建立與氦氣對流換熱的并聯螺旋管數值模型,研究了高溫氣冷堆螺旋管蒸汽發生器內發生的Ledinegg 流量漂移現象。
依托IRIS 小型堆國際研發項目,Papini 等[19]利用模擬HCSG 熱工水力行為的全尺寸實驗裝置研究了螺旋管特殊形狀對兩相不穩定性發生邊界的影響,結果表明并聯螺旋管內DWO 受過冷度的影響規律、脈動周期與輸運時間的關系和直管通道經典理論存在明顯不同,指出螺旋離心力作用是造成這些差異的重要原因。 Papini 等考慮到螺旋管內特殊的空泡分布及兩相壓降特性,認為采用與螺旋管等長度、等傾斜角度的直管模型來預測螺旋管內兩相流動不穩定邊界的方法存在較大誤差。
與陸基核電廠不同,海上浮動核電站受海面風浪及自身機動的影響,會產生諸如起伏、搖擺等船體運動,造成反應堆系統空間位置的改變,并引入瞬變外力場作用。 一般認為,浮動核電站等船用核動力裝置在實海況運行時存在如圖2 所示的六自由度空間運動,這些運動形式對核動力系統主要產生兩方面的影響:一方面導致系統空間位置的改變,另一方面引入由附加加速度所致的瞬變外力場作用。由于系統空間位置的變化也可近似看作力場作用方向的改變,因此瞬變外力場作用是海洋條件影響核動力系統熱工水力特性的關鍵所在,其中以搖擺運動所致瞬變外力場的影響最為復雜典型且最受關注。
結合馬健等[20]、Yan 等[21]和程坤等[22]針對各時期海洋條件熱工水力特性研究的綜述分析可知,搖擺會造成加熱通道內流動阻力、沸騰起始點、換熱系數、兩相流型、汽泡行為等熱工水力特性的改變,而搖擺瞬變外力場所引起的冷卻劑非穩態流動波動是導致上述熱工水力特性改變的最主要原因。

圖2 海洋條件下船體六自由度運動示意圖
在搖擺瞬變外力場作用下的兩相流動不穩定性研究方面,譚思超等[23,24]實驗發現搖擺會造成圓管通道內兩相流動不穩定起始點的提前,搖擺條件下特有的波谷型脈動會與密度波脈動會發生疊加耦合,加劇系統的不穩定。 Guo 等[25]研究發現搖擺條件下并聯圓管通道內存在兩個分別位于高含氣率區和低含氣率區的不穩定區域。 Wang 等[26]研究了搖擺運動對于高壓自然循環工況下棒束通道流動不穩定性的影響,發現系統穩定性會隨著搖擺周期和幅值的增加而減小。Yu 等[27]實驗獲得了搖擺條件下窄矩形通道內強迫循環流動不穩定性的主要類型及演化規律。Tang 等[28]發現搖擺運動對于并聯矩形通道強迫循環流動不穩定性界限功率的影響較小。
由于瞬變外力場作用下兩相流動不穩定性所表現出的強非線性特點,研究者們嘗試將非線性分析方法和混沌理論應用到該領域的研究中。 Guo 等[29]發現采用快速傅里葉變換(FFT)方法可有效評估海洋條件對并聯通道不穩定性的影響。 Zhang 等[30]運用混沌時間序列分析的方法研究了搖擺運動系統的流量脈動混沌特性與演變機理。
由以上綜述可以看出,當前該領域相關研究主要聚焦于搖擺條件下堆芯燃料通道(如直管、矩形通道、棒束通道等)內的流動不穩定特性,尚無關于并聯螺旋管內兩相流動不穩定性受瞬變外力場影響機制研究的公開文獻報道。
根據目前對于搖擺瞬變外力場影響效應與靜態條件下螺旋管內兩相流動不穩定特性的認知,可以定性推測搖擺瞬變外力場對并聯螺旋管內的兩相流動的潛在影響:
(1)并聯螺旋管內兩相流體受瞬變外力場的驅迫作用會產生不同程度的非穩態流量脈動,造成流動阻力、沸騰傳熱、兩相流型轉換等熱工水力特性改變,進而影響兩相流動不穩定起始點位置和發生邊界。
(2)螺旋管內不同位置處兩相流體所受搖擺瞬變外力場的切向分力會周期性增強/削弱螺旋離心力的作用效果,如圖3 所示,,造成管內局部二次流方向和強度的瞬態變化;特別對于兩相流體來說,由于汽、液相間存在質量流速、密度等差異,兩者所受的離心力與搖擺附加外力的作用程度不同, 可能會造成管內復雜的相場時空分布特性,引發局部沸騰加劇等現象發生,對螺旋管內兩相流動不穩定誘發機理造成潛在影響。

圖3 搖擺條件下螺旋管與直管通道受力分析對比
(3)并聯螺旋管中搖擺瞬變外力場驅迫造成的同相流量脈動與兩相熱致流動不穩定性造成的反相管間脈動之間會發生非線性的疊加耦合,引發更為復雜劇烈的熱工參數脈動行為,進一步增加螺旋管結構損傷的潛在風險。
基于以上定性推測,可梳理形成如圖4 所示瞬變外力場作用下并聯螺旋管內兩相流動不穩定性的各潛在影響因素間的內在關系。 可以看出,搖擺瞬變外力場和螺旋管的離心力是影響搖擺運動下并聯螺旋管內兩相流動不穩定特性的兩個核心因素,研究明確這兩種力場的耦合作用關系是揭示搖擺運動對螺旋管內兩相流動不穩定性影響機制、實現不穩定發生邊界準確預測的關鍵所在。

圖4 瞬變外力場對螺旋管兩相流動不穩定性的潛在影響關系
本文基于國內外公開文獻,梳理總結了靜態條件下螺旋管內兩相流動不穩定性的研究進展,定性分析了海洋條件對于螺旋管內兩相流動穩定性的潛在影響。 對于研究現狀的總結和未來研究的建議如下:
(1)螺旋管所特有的離心力作用是影響其流動穩定性的一個不可忽略的重要因素。現有研究形成了對于靜態條件下螺旋管內兩相流動不穩定宏觀現象特征和關鍵熱工參數影響規律的基本認知,但對于螺旋離心力影響兩相流動不穩定性的具體程度和內在機理的認識仍存在較大不足。未來需針對螺旋離心力對兩相流動不穩定性的影響程度及影響機理開展深入的研究。
(2)海洋條件所引入的外力場效應對于船用螺旋管直流蒸汽發生器的潛在影響不可忽略,當前相關研究的開展極為有限。 基于定性分析,瞬變外力場和螺旋離心力是影響海洋條件下螺旋管內兩相流動不穩定特性的兩個重要因素,建議未來可從研究這兩種力場耦合作用關系的角度出發,揭示海洋條件對螺旋管內兩相流動不穩定性影響機制。