大直径竖直管内气-水与饱和蒸汽-水工质对在变压力下溢流起始条件的实验研究

《Nuclear Engineering and Design》：Onset of flooding data at variable pressure in a large diameter tube for air-water and saturated steam-water fluid pairs

　　

： 本文开展了一项针对大直径竖直管内蒸汽-水与空气-水工质对在高于大气压力条件下的溢流（flooding）起始数据的实验研究。本实验项目首次采用单一试验段并在受控边界条件下对上述两种工质对进行测试，从而能够对溢流特性进行一致的比较。目前已有大量关于空气-水工质对在大直径竖直管内环状流（annular flow）中不同压力下溢流的实验数据。蒸汽-水流动因与反应堆应用相关而备受关注，但现有数据不足以支撑可靠的分析。研究人员对工质对的影响进行了评估，以理解空气-水数据对蒸汽-水应用的适用性。压力范围通过在名义压力0.1、0.2、0.3和0.4 MPa（0、15、30和45 psig）下获取空气-水与蒸汽-水流动条件的数据进行研究。在蒸汽-水实验中，水的过冷度（subcooling）被尽可能降低，以减少相变的影响，并与空气-水数据实现更对等的比较。本文报告的所有数据均在溢流起始点（即液相首次发生流动反转的条件）获取。溢流特性采用无量纲Kutateladze参数表示。在所研究的压力范围内，饱和蒸汽-水溢流数据与空气-水数据趋势高度一致。

论文解读文章

一、研究背景与问题

溢流（flooding），又称逆流流动极限（countercurrent flow limitation, CCFL），对轻水反应堆系统具有重要的安全意义。在假想事故工况下，若发生逆流流动限制，蒸汽-水溢流将影响整个主系统内质量和能量的重新分布。在低压条件下，若汽化冷却剂具有足够的动量使液态冷却剂反向流动，则向堆芯注水将受到阻碍，从而降低安全系统的有效性；在高压条件下，溢流可能影响管壁温度以及假想严重事故下结构失效的时间。

本研究的初始动机源于美国核管理委员会对蒸汽发生器（steam generator, SG）传热管破裂的分析。在假想的全厂断电并丧失辅助给水（TMLB'）严重事故情景中，反应堆压力容器（reactor pressure vessel, RPV）内的冷却剂存量可能开始沸腾蒸发，高温蒸汽经热段流向蒸汽发生器。RPV与SG U形管之间将形成蒸汽自然循环流型，其间多个部件暴露于约15.5 MPa高压和750°C高温气体环境中。在此严峻条件下，一个或多个结构部件可能失效。在该全厂断电事件中，高温蒸汽流经稳压器波动管（surge line）。当冷却剂通过稳压器顶部的循环泄压阀排出时，波动管内溢流的可能性增加。若波动管发生溢流，管壁将直接暴露于高温蒸汽，这是由于环状液膜破裂并在管内壁形成局部蒸干（dryout）条件所致。若蒸干持续较长时间，稳压器波动管可能因高温蠕变引起的塑性变形而破裂。

目前已有大量关于大直径竖直管内空气-水溢流的数据。由于蒸汽-水流动与反应堆应用相关，但现有数据不足以建立可靠的分析方法，因此需要评估空气-水数据对蒸汽-水应用的适用性。关于压力对溢流影响的可利用数据也有限，且以往研究者基于这些数据得出的结论并不一致。然而，正确考虑压力效应对于精确的溢流预测至关重要。

二、研究内容与意义

为解决上述需求，德克萨斯A&M大学核传热系统实验室与Bettis原子能实验室合作，在简单且特征明确的试验段几何结构中对溢流进行研究，主要变量包括工质对、流量和试验段压力。采用的工质对为空气-水和蒸汽-水，流型为大直径竖直管内的环状流。试验段的液相Froude数与稳压器波动管的液相Froude数相匹配。当管内壁形成下降液膜并包围向上流动的气相核心时，两相环状流中可能发生溢流。由上升气相核心向下降液膜的动量传递诱导，溢流导致液膜部分或完全反向流动。本文报告的数据在溢流起始点获取，即液相首次发生流动反转的瞬时条件。文献中一些溢流曲线使用了超出溢流起始点的数据点，对应部分或全部液体沿流道向上流动的持续准稳态。这一重要区别被特别指出，因为作者注意到以往溢流数据呈现方式存在不一致。未来研究将调查完全流动反转及溢流起始与完全反转之间各点的溢流数据。

本研究的创新性在于：第一，采用谨慎且有条理的技术方法，在较宽压力范围内研究大直径管内工质对和压力对溢流的影响；第二，以一致的方式比较空气-水和蒸汽-水数据。

三、关键技术与方法

研究人员使用单一试验段在受控边界条件下进行实验，试验段几何结构简单且特征明确。试验段液相Froude数与稳压器波动管的液相Froude数相匹配，以确保几何相似性。实验在名义压力0.1、0.2、0.3和0.4 MPa下进行，覆盖空气-水和蒸汽-水两种工质对。蒸汽-水实验中水的过冷度被尽可能降低，以减少相变影响。所有数据均在溢流起始点采集，即液相首次发生流动反转的瞬时条件。数据以无量纲Kutateladze参数形式呈现。

四、研究结果

4.1 溢流条件与无量纲参数

溢流曲线通常以无量纲液相和气相表观速度表示。Wallis（1961）提出的经典溢流曲线基于空气-水实验，其相关式采用无量纲表观速度j_f^*和j_g^*，定义为惯性力与浮力之比。Wallis相关式的函数形式为j_g^*1/2 + m·j_f^*1/2 = C，其中j_f^*为溢流起始时沿管向下流动的液相表观速度，常数m和C取决于试验段几何结构和操作程序。

Pushkina和Sorokin（1969）观察到，对于大直径管，管径不影响击碎液膜所需的气速大小。因此，比Wallis参数更适合关联空气-水溢流数据的参数是Kutateladze型参数Ku_g和Ku_f，该参数将Wallis参数中的长度尺度替换为Laplace毛细长度。这一参数选择反映了在大直径管中，溢流行为不再受管径控制，而由流体物性决定的毛细长度主导。

4.2 工质对与压力效应

饱和蒸汽-水溢流数据在0.1至0.4 MPa压力范围内与空气-水数据趋势高度一致。这一结果表明，空气-水溢流数据可用于蒸汽-水应用的分析，为反应堆安全分析提供了重要的数据支撑。通过在同一试验段、受控边界条件下对两种工质对进行比较，消除了以往研究中因试验段差异带来的不确定性，使得工质对效应的评估更加可靠。

五、讨论与结论

本文通过严谨的实验设计，首次在单一试验段中系统比较了空气-水与饱和蒸汽-水工质对在大直径竖直管内、不同压力下的溢流起始特性。研究结果表明，饱和蒸汽-水溢流数据与空气-水数据在0.1至0.4 MPa压力范围内趋势一致，验证了空气-水数据对蒸汽-水应用的适用性。研究还明确了溢流起始点与完全流动反转之间的区别，为后续研究提供了清晰的定义框架。这些发现对轻水反应堆安全分析具有重要意义，特别是在稳压器波动管等关键部件的严重事故评估中，为预测溢流行为提供了可靠的实验依据。