¿Qué es la ebullición nucleada? Definición

Correlaciones de ebullición nucleada: ebullición de piscinas

Los regímenes de ebullición discutidos anteriormente difieren considerablemente en su carácter. También hay diferentes correlaciones que describen la transferencia de calor. En esta sección revisamos algunas de las correlaciones más utilizadas para la ebullición de nucleados.

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Correlación de Rohsenow

Rohsenow propuso en 1952 la correlación más utilizada para la velocidad de transferencia de calor en la ebullición de la piscina de nucleados :

Correlación de Rohsenow

dónde

• q – flujo de calor de ebullición de la piscina nucleada [W / m ² ]
• c ₁ – calor específico del líquido J / kg K
• ΔT – exceso de temperatura ° C o K
• h _fg  – entalpía de vaporización, J / kg
• Pr – número de líquido de Prandtl
• n – constante experimental igual a 1 para agua y 1.7 para otros fluidos
• C _sf – factor de fluido superficial, por ejemplo, el agua y el níquel tienen un C _sf de 0.006
• μ ₁ – viscosidad dinámica del líquido kg / ms
• g – aceleración gravitacional m / s ²
• g ₀ – factor de conversión de fuerza kgm / Ns ²
• ρ ₁ – densidad del líquido kg / m ³
• ρ _v – densidad de vapor kg / m ³
• σ – interfaz de tensión superficial-líquido-vapor N / m

Como se puede ver, ΔT ∝ (q) ^⅓ . Esta proporcionalidad muy importante muestra la creciente capacidad de la interfaz para transferir calor.

Ebullición nucleada – ebullición de flujo

En la ebullición de flujo (o ebullición por convección forzada ), el flujo de fluido se fuerza sobre una superficie por medios externos como una bomba, así como por efectos de flotabilidad. Por lo tanto, la ebullición del flujo siempre va acompañada de otros efectos de convección. Las condiciones dependen en gran medida de la geometría, que puede involucrar flujo externo sobre placas y cilindros calentados o flujo interno (conducto). En los reactores nucleares, la mayoría de los regímenes de ebullición son solo ebullición por convección forzada. La ebullición de flujo también se clasifica como ebullición de flujo externo e interno dependiendo de si el fluido se ve obligado a fluir sobre una superficie calentada o dentro de un canal calentado.

La ebullición de flujo interno es mucho más complicada en su naturaleza que la ebullición de flujo externo porque no hay una superficie libre para que escape el vapor y, por lo tanto, tanto el líquido como el vapor se ven obligados a fluir juntos. El flujo de dos fases en un tubo exhibe diferentes regímenes de ebullición de flujo, dependiendo de las cantidades relativas del líquido y las fases de vapor. Por lo tanto, la ebullición por convección forzada interna se conoce comúnmente como flujo de dos fases .

Correlaciones de ebullición nucleada – flujo de ebullición

Correlación de McAdams

En la ebullición de nucleato completamente desarrollada con refrigerante saturado, la temperatura de la pared está determinada por el flujo de calor local y la presión, y solo depende ligeramente del número de Reynolds . Para agua subenfriada a presiones absolutas entre 0.1 – 0.6 MPa, la correlación de McAdams proporciona:

Correlación de Thom

La correlación de Thom es para el flujo de ebullición (subenfriado o saturado a presiones de hasta aproximadamente 20 MPa) en condiciones en las que la contribución de ebullición nucleada predomina sobre la convección forzada. Esta correlación es útil para una estimación aproximada de la diferencia de temperatura esperada dado el flujo de calor:

La correlación de Chen

En 1963, Chen propuso la primera correlación de ebullición de flujo para la evaporación en tubos verticales para lograr un uso generalizado. La correlación de Chen incluye tanto los coeficientes de transferencia de calor debido a la ebullición de nucleados como los mecanismos convectivos forzados.. Debe notarse que, a fracciones de vapor más altas, el coeficiente de transferencia de calor varía fuertemente con la velocidad de flujo. La velocidad de flujo en un núcleo puede ser muy alta y causar turbulencias muy altas. Este mecanismo de transferencia de calor se ha denominado “evaporación por convección forzada”. No se han establecido criterios adecuados para determinar la transición de la ebullición de nucleados a la vaporización por convección forzada. Sin embargo, Chen ha desarrollado una correlación única que es válida tanto para la ebullición nucleada como para la vaporización por convección forzada para condiciones de ebullición saturada y se ha ampliado para incluir la ebullición subenfriada por otros. Chen propuso una correlación donde el coeficiente de transferencia de calor es la suma de un componente de convección forzada y un núcleo de ebullicióncomponente. Cabe señalar que la correlación de ebullición de la agrupación de nucleados de Forster y Zuber (1955) se utiliza para calcular el coeficiente de transferencia de calor de ebullición de nucleados, h _FZ y la correlación de flujo turbulento de Dittus-Boelter (1930) se utiliza para calcular la fase líquida coeficiente de transferencia de calor por convección, h _l .

El factor de supresión de ebullición nucleada, S, es la relación entre el sobrecalentamiento efectivo y el sobrecalentamiento de la pared. Representa la disminución de la transferencia de calor de ebullición porque el recalentamiento efectivo a través de la capa límite es menor que el recalentamiento basado en la temperatura de la pared. El multiplicador de dos fases, F, es una función del parámetro de Martinelli χ _tt .

Crisis de ebullición: flujo de calor crítico

Como se escribió, en los reactores nucleares , las limitaciones del flujo de calor local son de la mayor importancia para la seguridad del reactor. Para los reactores de agua a presión y también para los reactores de agua en ebullición , existen fenómenos termohidráulicos, que causan una disminución repentina en la eficiencia de la transferencia de calor (más precisamente en el coeficiente de transferencia de calor ). Estos fenómenos ocurren a cierto valor del flujo de calor, conocido como el ” flujo de calor crítico “. Los fenómenos que causan el deterioro de la transferencia de calor son diferentes para los PWR y para los BWR.

En ambos tipos de reactores, el problema está más o menos asociado con la salida de la ebullición de los nucleados. El flujo de calor de ebullición nucleado no se puede aumentar indefinidamente. En cierto valor, lo llamamos el ” flujo de calor crítico ” ( CHF ), el vapor producido puede formar una capa aislante sobre la superficie, que a su vez deteriora el coeficiente de transferencia de calor. Inmediatamente después de alcanzar el flujo de calor crítico, la ebullición se vuelve inestable y se produce la ebullición de la película. La transición de ebullición nucleada a ebullición de película se conoce como la ” crisis de ebullición “. Como se escribió, los fenómenos que causan el deterioro de la transferencia de calor son diferentes para los PWR y para los BWR.

Salida de ebullición nucleada – DNB

En el caso de los PWR , el problema crítico de seguridad se denomina DNB ( desviación de la ebullición de nucleados ), lo que provoca la formación de una capa de vapor local , lo que provoca una reducción dramática en la capacidad de transferencia de calor. Este fenómeno ocurre en la región subenfriada o de baja calidad. El comportamiento de la crisis de ebullición depende de muchas condiciones de flujo (presión, temperatura, velocidad de flujo), pero la crisis de ebullición ocurre a flujos de calor relativamente altos y parece estar asociada con la nube de burbujas, adyacente a la superficie. Estas burbujas o películas de vapor reducen la cantidad de agua entrante. Dado que este fenómeno deteriora el coeficiente de transferencia de calor y el flujo de calor permanece, el calor se acumulaen la barra de combustible causando un aumento dramático del revestimiento y la temperatura del combustible . Simplemente, se requiere una diferencia de temperatura muy alta para transferir el flujo de calor crítico que se produce desde la superficie de la barra de combustible al refrigerante del reactor (a través de la capa de vapor).

En el caso de los PWR, el flujo crítico es el flujo anular invertido , mientras que en los BWR, el flujo crítico suele ser el flujo anular. La diferencia en el régimen de flujo entre el flujo posterior al secado y el flujo posterior al DNB se representa en la figura. En los PWR en funcionamiento normal, el flujo se considera monofásico. Pero se ha realizado una gran cantidad de estudios sobre la naturaleza del flujo de dos fases en caso de transitorios y accidentes (como el accidente por pérdida de refrigerante – LOCA o disparo de RCP ), que son importantes en la seguridad del reactor y en debe ser probado y declarado en el Informe de Análisis de Seguridad (SAR).

En los reactores de agua a presión, uno de los requisitos clave de seguridad es que no se producirá una desviación del punto de ebullición nucleada (DNB) durante el funcionamiento en estado estable, transitorios operativos normales y sucesos operativos anticipados (AOO). La integridad del revestimiento de combustible se mantendrá si el DNBR mínimo permanece por encima del límite de 95/95 DNBR para PWR (una probabilidad del 95% a un nivel de confianza del 95%). El criterio DNB es uno de los criterios de aceptación en los análisis de seguridad y constituye uno de los límites de seguridad en las especificaciones técnicas.

Secado – BWR

En los BWR, un fenómeno similar se conoce como “secado” y está directamente asociado con cambios en el patrón de flujo durante la evaporación en la región de alta calidad. A combinaciones dadas de velocidad de flujo a través de un canal, presión, calidad de flujo y velocidad de calor lineal, la película líquida de la pared puede agotarse y la pared puede secarse . En condiciones normales, la superficie del combustible se enfría efectivamente por medio de refrigerante hirviendo. Sin embargo, cuando el flujo de calor excede un valor crítico (CHF – flujo de calor crítico), el patrón de flujo puede alcanzar las condiciones de secado (desaparece la película delgada de líquido). La transferencia de calor desde la superficie del combustible al refrigerante se deteriora, con el resultado de unaumento drásticamente la temperatura de la superficie del combustible . En la región de alta calidad, la crisis ocurre con un flujo de calor más bajo. Dado que la velocidad de flujo en el núcleo de vapor es alta, la transferencia de calor post-CHF es mucho mejor que para el flujo crítico de baja calidad (es decir, para los aumentos de temperatura PWR son más altos y más rápidos).