CFD沸腾方法预测螺旋管内核态沸腾特性的可行性研究

《Journal of Nuclear Engineering》：Feasibility Study of CFD Boiling Methodology for Predicting Nucleate Boiling Characteristics in a Helical Coiled Tube

　　

由于具有更大的传热面积、更高的传热效率和更大的热膨胀应力等优势，螺旋管（HCT）在工业热交换器中得到了广泛采用，尤其是在核电站中。研究人员利用本研究实施并评估的多相CFD沸腾框架，研究了HCT内的核态沸腾传热特性。基于应用于核安全分析的CFD最佳实践指南（BPG）要求，进行了网格无关性计算，包括沿HCT的传热系数和壁面温度，以及HCT横截面上的空隙率和二次流。还考虑了沸腾模型中各种气泡动力学相关性对预测结果的影响。采用了几项先前的实验来评估本研究的沸腾模型，结果表明本研究的CFD沸腾方法在预测沿HCT的平均核态沸腾传热系数方面具有可行性。与过冷和饱和核态沸腾区域中各种传热相关性的预测结果相比，该CFD沸腾模型可以评估这些相关性在HCT中的应用，并有助于系统代码的安全分析中选择合适的沸腾传热相关性。

**论文解读：螺旋管内核态沸腾特性的CFD沸腾方法可行性研究**

**1. 研究背景与动机**

螺旋管（HCT）因其单位体积传热面积更大、二次流增强传热效率更高、以及能承受更大热膨胀应力等优点，在工业热交换器中广泛应用，尤其在核电站的小型模块化反应堆（SMR）中，HCT用于余热排出系统和蒸汽发生器。然而，由于离心力与重力的耦合作用，HCT内部的沸腾传热特性比直管复杂得多。现有实验研究（如Santini等、Xiao等、Chang等）揭示了质量流速、热流密度和压力对沸腾传热系数的影响，但缺乏对局部机理的深入理解。数值模拟方面，大多数研究采用VOF（体积分数）模型，虽能追踪气泡界面，但计算成本极高，难以应用于全尺度宏观热工水力分析。因此，研究人员开发并验证了一种基于两流体模型和RPI壁面热流分区模型的CFD沸腾方法，旨在高效预测HCT中的核态沸腾传热特性，并评估不同气泡动力学相关性及传热关联式的适用性，为系统代码的安全分析提供依据。该研究发表在《Journal of Nuclear Engineering》。

**2. 主要关键技术方法**

研究人员采用的多相CFD沸腾框架基于两流体模型，包含连续性方程、动量方程和能量方程，其中动量方程考虑了曳力、升力、壁面润滑力、湍流扩散力和虚拟质量力。湍流模型选用SST k-ω模型，因其适用于逆压梯度和二次流特征。壁面沸腾模型采用RPI模型，将总壁面热流分解为蒸发热流、淬冷热流和对流热流，并采用两组气泡动力学相关性（包括气泡脱离直径、活性核态密度和气泡脱离频率）。数值离散采用二阶迎风格式和最小二乘单元体方案，压力-速度耦合采用两相COUPLE格式，线性求解器采用代数多重网格（AMG）。所有计算在FLUENT软件中完成，网格无关性验证基于核安全分析CFD最佳实践指南（BPG）。验证数据来源于三个实验工作：Xiao等（2019）、Santini等（2008）和Chang等（2020）的HCT沸腾实验，样本队列包含不同压力、质量流速和热流密度工况。

**3. 研究结果**

**网格无关性分析**：通过对比粗、标准、细三种网格下的预测结果，发现标准网格与细网格的预测结果几乎一致，标准网格的平均绝对百分比误差（MAPE）为6.422%，因此采用标准网格进行后续计算。

**模型验证与传热系数预测**：通过与Xiao等实验数据的对比，CFD模型预测的核态沸腾传热系数（h_TP）随质量含气率（x）的变化趋势与实验吻合良好：在过冷沸腾区h_TP随x急剧增加，在饱和核态沸腾区趋于常数。进一步评估了多种传热关联式，发现Chen关联式在饱和沸腾区预测最准确，Moles和Shaw关联式与Baburajan等关联式在过冷沸腾区适用。此外，采用第一组气泡动力学相关性（如Kocamustafaogullari和Ishii模型）的预测结果优于第二组。

**二次流与空隙率分布**：通过分析HCT不同横截面上的空隙率云图和二次流速度矢量，揭示了沸腾过程中离心力与重力的动态竞争。在过冷区域，高密度水主要积聚在底部（?~180°），重力主导；在饱和沸腾区域，蒸汽生成导致局部空隙率升高，净重力效应减弱，高密度液相向底部右侧（?=90°~180°）迁移，二次流强度显著增强，从而强化了壁面附近的对流混合，提高了饱和区的传热系数。

**壁面温度不均匀性**：预测的平均壁温与实验数据的MAPE仅为0.591%，但周向壁温分布存在差异。在恒定热流条件下，HCT外壁（?=0°）因较低空隙率而具有更低壁温，内壁（?=180°）因蒸汽积聚而壁温更高。标准RPI模型预测的周向温差（约5.2°C）远低于实验值（18.7°C），表明RPI模型在存在椭圆形气泡的核态沸腾区域（即使平均质量含气率较低）存在局限性。通过与Chang等实验对比，RPI模型在周向壁温均匀性较好的工况下预测误差较小（MAPE 0.110%~0.170%），但仍低估了温差。

**非平衡壁面沸腾模型改进**：为改进壁温不均匀性预测，研究人员采用非平衡壁面沸腾模型（Lavieville等提出），该模型在RPI总热流中增加了气相的对流热流项。预测结果显示，当横截面平均质量含气率小于0.2时，内外壁温差约为13.5°C，更接近实验值18.7°C，优于RPI模型的5.2°C。但当质量含气率大于0.2时，内壁壁温出现突然上升趋势，与实验趋势不符，表明该模型仍需要针对HCT内壁椭圆形气泡的动力学进行修正。

**4. 讨论与结论**

**讨论总结**：研究人员系统讨论了RPI模型在HCT核态沸腾模拟中的适用性。由于HCT中离心力和重力导致蒸汽向内壁聚集，形成拉长气泡或椭球状气泡，偏离了RPI模型假设的孤立气泡核态沸腾，导致周向壁温不均匀性低估。非平衡壁面沸腾模型虽能部分改善，但在极端相分离区域仍存在局限性。因此，研究人员提出未来应发展基于局部速度梯度和二次流畸变的适应性气泡动力学子模型，并引入共轭传热（CHT）和全局不确定性量化（UQ）框架，以消除经验参数拟合，建立可复现且可转移的数值方法，支持国际小型模块化反应堆的安全许可评估。

**研究结论翻译**：本研究评估了当前CFD沸腾方法预测螺旋管内核态沸腾传热特性的可行性与保真度，并通过三个不同实验基准[5,6,9]进行了验证。在平均沸腾传热系数和轴向壁温分布方面，本模型与实验数据表现出极佳的一致性，证实了其评估整体热性能并为系统代码相关性提供信息的能力。与以往依赖孤立模拟或逐例参数调整的欧拉沸腾研究不同，本工作的主要方法学创新在于建立了一个基于物理的、可转移的评估框架，该框架以局部流型演变为基础。然而，标准RPI壁面沸腾模型由于无法捕捉内壁侧的不对称气泡积聚，低估了周向壁温不均匀性。为解决这一差距，研究人员制定了一个系统的、基于机理的模型选择框架。在对称的Dean型二次流占主导的流动条件下（通常为低至中等质量含气率和中等热质通量比），标准RPI模型可作为稳健的基准框架。当二次流畸变和离心-浮力竞争引发严重的相分离和局部周向壁温不均匀性（CWTI）时，采用非平衡壁面沸腾模型可显著改善预测结果。然而，由于其当前欧拉框架中的子模型限制，在极端相分离区域其适用性仍有限。为克服这些约束，无需经验参数调谐，本研究证明气泡动力学子模型必须由直接与沿管周向的局部速度梯度和二次流畸变相关的局部自适应因子控制。此外，将共轭传热（CHT）耦合到固体壁面中，并结合全局不确定性量化（UQ）框架，是未来重要的扩展方向。这种整体方法将消除任意参数拟合，并为国际小型模块化反应堆安全许可评估建立可复现、可转移的数值方法。