文档介绍：中国工程热物理学会传热传质学
学术会议论文编号:123015
重力热管内流动与传热的数值模拟
付文,李晓伟,吴莘馨
(清华大学核能与新能源技术研究院,反应堆结构研究室,北京 100084)
(Tel:010-62784825,E-mail: ******@.)
摘要随着热管技术的成熟与核能技术发展的需要,热管在核能工程中的应用将显得越来越重要。本文提出了将热管用于AP1000乏燃料水池和安全壳事故后的长期冷却。建立了重力热管的一维数学模型并对其流动和换热特性进行了数值模拟,分析了重力热管内液膜厚度、液膜流量、蒸汽流速和热管管壁温度的分布情况,并与Harley和Faghri[1]的计算结果进行了对比。进而分析了热功率对蒸汽流速分布、液膜流速分布和热管壁面温度分布的影响。
关键词重力热管;AP1000;流动换热;数值模拟
0 前言
2011年3月11日,日本福岛第一核电站1~4号机组因地震海啸发生故障,造成放射性物质大量泄漏,引起了世界核工业界的反思。设计具有非能动余热长期导出能力的固有安全的核电站是非常有必要的。第三代先进核电技术AP1000[1] 在传统成熟的压水堆核电技术的基础上,采用非能动安全系统,大大降低了发生人因错误的可能性,使AP1000的安全性得到显著提高的同时也提高了经济竞争力。
AP1000虽然在发生严重事故后72小时内可不依赖于外界操作而保证安全壳的隔离功能,但72小时后的堆芯衰变热约为15MW,而非能动安全壳只依靠空气自然对流冷却的能力只有6MW,所以仍有约10MW的热量需要通过其它手段进行冷却。并且AP1000核电站中目前还没有乏燃料池的非能动冷却系统,事故72小时后也需要能动的补水。安全壳事故后长期冷却和乏燃料水池冷却问题均属于小温差高传热量问题,乏燃料水池温度50-80℃,安全壳内水温度约120℃,需要冷却的热量约10MW。
热管内部主要靠工作液体的相变传热,热阻很小,具有很高的导热能力,若把热管看作是一根导热的金属棒,其有效导热系数相当于良导体铜的103-104倍[3]。最重要的是热管将两种换热介质分离开,任何一端管壁的破裂都不会造成冷热介质的交混,这在核能工程中尤其具有吸引力,避免了放射性物质的泄漏。
基于上文分析,可考虑将热管应用到AP1000乏燃料水池和安全壳事故后的长期冷却中。热管在核能领域最早的应用是在空间核电源[4]中,之后逐渐发展到地面反应堆。袁乃驹[5]等提出了热管在核废料冷却中的应用,Razzaque[6], Sugawara和Asahi及Lanchao Lin等提出了运用热管的停堆释热保护方案[4],王若苏[7]等从结构及性能方面对管壳式和热管两类换热器进行了分析评价,得出热管换热器适宜应用到核工程中,且前景广阔的结论。蔡章生
[8]等提出了热管输热核动力反应堆的构想,即用热管代替现今压水堆的一回路管道、主泵和稳压器,能够杜绝失水事故和失流事故的发生。
为了分析热管在AP1000核电站中应用的可行性,本文先以结构简单的无吸液芯重力热管为研究对象,建立数学模型,分析重力热管的传热机理。在今后的研究中进一步分析热管的传热极限等,最终提出热管在AP1000乏燃料水池和安全壳事故后长期冷却中的应用方案。
1 重力热管的工作原理简介
重力热管又称两相