积鼎基于VirtualFlow的壁面过冷沸腾数值模拟及结果对比

积鼎科技 1月23日浏览：535

壁面过冷沸腾是在特定的热力学条件下，发生在固体壁面附近的沸腾现象。在核反应堆运行过程中，壁面过冷沸腾通常出现在热流密度较高、热流体与壁面之间的传热温差较大的区域。壁面过冷沸腾的发生会导致壁面附近流体温度骤降，产生大量汽泡。这些汽泡可能会迅速成长并逸出到主流流体中，从而导致流体的热力学状态和流动特性发生显著变化。这些变化可能会对反应堆的运行产生重要影响。

壁面沸腾物理现象及不同流型

为了确保核反应堆的安全和高效运行，在反应堆设计和运行过程中，需要对壁面过冷沸腾进行充分的评估和控制，以避免其对反应堆性能和安全产生不利影响。

均匀加热的平面壁与垂直流接触的沸腾现象

本算例使用流体仿真软件VirtualFlow对流经管道的氟利昂R12的壁面沸腾过程进行模拟，与DEBORA试验数据及NEPTUNE_CFD、ANSYS CFX模拟结果进行对比，验证VirtualFlow软件模拟计算壁面沸腾的可靠性。

模型介绍

该算例模拟了DEBORA试验（参考文献[1]）的过冷沸腾现象。

流经管道的氟利昂R12的壁面沸腾过程模型如图1所示：进入垂直管道的湍流，直径为0.0192米；流体从底部进入，其中入口段（1m）为绝热；流体在流出绝热出口段（0.5m）之前，将壁面热通量边界条件施加到管道中间的3.5m部分。对于稳态模拟，指定基于入口速度的边界（零梯度）。在x坐标为4.5米的直径上进行测量。采用不可压缩模型、代数滑移两相流模型进行模拟。

图1 模型示意图

针对不同工况进行模拟

通过VirtualFlow软件建立2D轴对称模型，流动方向上有751个网格单元，径向上有41个网格单元，在入口处和靠近墙壁处进行网格加密。

对壁面沸腾测试不同工况（Case-1至Case-8，见表1）进行研究。

Case-1至Case-7数据取自Vyskocil＆Macek（2008）（参考文献[2]）；Case-8数据取自Krepper＆Rzehak（2011）（参考文献[3]）。

氟利昂R12流体的饱和温度设定为367.27K，潜热为104kJ/kg，壁面热通量边界条件设定为58.26kW/m2。对于不同工况，改变入口温度和流速。对于Case8，饱和温度为331K和360K，潜热为116kJ/kg和86kJ/kg，壁热通量分别为76.26kW/m2和73.89kW/m2。

不同工况下，需改变的最后一个参数是在液态氟利昂R12中气相的气泡直径。对于所使用的代数滑动模型，这是一个很重要的值，其值来自Vyskocil＆Macek（2008）和Krepper＆Rzehak（2011）。

计算结果

通过VirtualFlow模拟计算得到不同工况下空泡份额的径向分布，并与DEBORA试验数据、Vyskocil＆Macek（2008）模拟结果、Krepper＆Rzehak（2011）模拟结果进行对比，得到图2-图9.

说明：

1. DEBORA实验在CEA Grenoble进行，作为实验数据集；

2. Vyskocil＆Macek（2008）通过FLUENT及NEPTUNE-CFD（CEA、EDF等机构联合开发）进行模拟分析；

3. Krepper＆Rzehak（2011）通过Ansys CFX进行模拟分析。

图2 Case-1 结果对比

图3 Case-2 结果对比

图4 Case-3 结果对比

图5 Case-4 结果对比

图6 Case-5 结果对比

图7 Case-6 结果对比

图8 Case-7 结果对比

图9 Case-8 结果对比

对比分析图2-图9，表明VirtualFlow模拟壁面沸腾均能得到合理的结果。

参考文献

[1] Garnier, J., Manon, E. & Cubizolles, G. 2001 Local measurements on flow boiling of refrigerant 12 in a verticaltube. Multiphase Science and Technology 13, 1-111.

[2] Vyskocil, L. & Macek, J. 2008 Boiling flow simulation in neptune cfd and fluent codes. In Proceedings of the workshop on Experiments and CFD Code Application toNuclear Reactor Safety (XCFD4NRS) (ed. C.Chauliac), pp. 10-12.

[3] Krepper, E. & Rzehak, R. 2011 Cfd for subcooled flow boiling: Simulation of debora experiments. Nuclear Engineering and Design 241, 3851-3866.