积鼎基于VirtualFlow的壁面过冷沸腾数值模拟及结果对比

积鼎基于VirtualFlow的壁面过冷沸腾数值模拟及结果对比的图1

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。

基于VirtualFlow的壁面过冷沸腾数值模拟及结果对比的图1

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。

基于VirtualFlow的壁面过冷沸腾数值模拟及结果对比的图2

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。

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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)。

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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。

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图2 Case-1 结果对比

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图3 Case-2 结果对比

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图4 Case-3 结果对比

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图5 Case-4 结果对比

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图6 Case-5 结果对比

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图7 Case-6 结果对比

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图8 Case-7 结果对比

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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.

流体力学及仿真CAECFD求解

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