Ebullición por flujo: ebullición por convección forzada
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 .
Todos los problemas de flujo de dos fases tienen características que son característicamente diferentes de las que se encuentran en problemas de una fase.
- En el caso del vapor y el agua líquida, la densidad de las dos fases difiere en un factor de aproximadamente 1000 . Por lo tanto, la influencia de la fuerza del cuerpo gravitacional en los flujos multifásicos es de mucha mayor importancia que en el caso de los flujos monofásicos.
- La velocidad del sonido cambia drásticamente para los materiales que experimentan un cambio de fase, y puede ser de diferente magnitud. Esto influye significativamente en un flujo a través de un orificio .
- La concentración relativa de las diferentes fases suele ser un parámetro dependiente de gran importancia en los flujos multifásicos, mientras que es un parámetro sin consecuencias en los flujos monofásicos.
- El cambio de fase significa que las caídas de presión inducidas por el flujo pueden causar un cambio de fase adicional (por ejemplo, el agua puede evaporarse a través de un orificio) aumentando el volumen relativo del medio gaseoso y compresible y aumentando las velocidades de salida, a diferencia del flujo incompresible monofásico donde la disminución de un El orificio disminuiría las velocidades de salida.
- La distribución espacial de las diversas fases en el canal de flujo afecta fuertemente el comportamiento del flujo.
- Hay muchos tipos de inestabilidades en el flujo multifásico.
Flujo de ebullición – Canal vertical
En este capítulo, estudiaremos el flujo de ebullición en un canal vertical de un reactor de agua hirviendo . Los regímenes de ebullición y la curva de flujo de calor son similares a los de la ebullición de la piscina. El proceso también ocurre en modernas calderas de circulación forzada de alta presión.
En los BWR existe un fenómeno que es de la mayor importancia en la seguridad del reactor . Este fenómeno se conoce como el “secado” y está directamente asociado con cambios en el patrón de flujo durante la evaporación. En condiciones normales, la superficie del combustible se enfría de manera efectiva por medio del 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 un aumento drástico de 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).
Los modos típicos de ebullición de flujo en un canal vertical se representan en la figura. Esta figura muestra el orden típico de los regímenes de flujo que se encuentran desde la entrada hasta la salida de un canal calentado . En la entrada, el líquido ingresa subenfriado (a la temperatura más baja que la saturación). En esta región, el flujo es monofásico. A medida que el líquido se calienta, la temperatura de la pared aumenta correspondientemente. A medida que la temperatura de la pared excede la temperatura de saturación (por ejemplo, 285 ° C a 6,8 MPa), comienza la ebullición de nucleato subenfriado . Las burbujas se nuclean en la capa límite térmica sobrecalentada en la pared calentada pero tienden a condensarse en la masa subenfriada .
El aumento adicional de la temperatura del líquido provoca que el volumen del líquido alcance su temperatura de saturación y que el proceso de ebullición convectiva pase a través del flujo burbujeante hacia el flujo de babosas . El aumento de la fracción vacía hace que la estructura del flujo se vuelva inestable. El proceso de ebullición pasa a través de la babosa y el flujo de rotación hacia el régimen de flujo anular con su película anular característica del líquido. 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 el punto de secado, la temperatura de la pared aumenta significativamente para disipar el flujo de calor aplicado. El flujo posterior al secado (flujo de niebla o caída ) en el canal calentado no es deseable, porque la presencia de dicho régimen de flujo se acompaña de temperaturas de pared significativamente más altas y una alta fluctuación de las temperaturas de pared. Las correlaciones utilizadas para determinar los coeficientes de transferencia de calor en el flujo de dos fases se describen a continuación.
Referencia especial: Tong, LS, Weisman, Joel. Análisis térmico de reactores de agua a presión. Sociedad nuclear de Amer, 3a edición, 5/1996. ISBN-13: 978-0894480386.
Convección forzada monofásica: correlación de transferencia de calor
Para un flujo turbulento completamente desarrollado (hidrodinámicamente y térmicamente) en un tubo circular liso, el número local de Nusselt puede obtenerse de la conocida ecuación Dittus-Boelter . La ecuación Dittus® Boelter es fácil de resolver, pero es menos precisa cuando hay una gran diferencia de temperatura en el fluido y es menos precisa para tubos rugosos (muchas aplicaciones comerciales), ya que está diseñada para tubos lisos.
La correlación Dittus-Boelter puede usarse para diferencias de temperatura pequeñas a moderadas, T wall – T avg , con todas las propiedades evaluadas a una temperatura promedio T avg .
Para flujos caracterizados por grandes variaciones de propiedades, las correcciones (por ejemplo, un factor de corrección de la viscosidad μ / μ wall ) deben tenerse en cuenta, por ejemplo, como recomiendan Sieder y Tate .
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.
Flujo de calor crítico para DNB – Correlaciones
Como se escribió, la crisis de ebullición se puede clasificar como desecación (se describirá a continuación DNB) en la región de alta calidad y salida de ebullición nucleada (DNB) en la región subenfriada o de baja calidad (rango de calidad aproximado: de –5% a + 5%). Pero el flujo de calor crítico se usa para ambos regímenes.
DNB – Correlación W-3
Una de las correlaciones de diseño más conocidas para predecir la salida de la ebullición nucleada es la correlación W-3 desarrollada en la División de Energía Atómica de Westinghouse por Tong . Es aplicable para flujos subenfriados y de calidad baja a moderada. La correlación W-3 es una función de la entalpía del refrigerante (saturado y de entrada), presión , calidad y flujo de masa del refrigerante:
La correlación W-3 es para el flujo de calor crítico en canales calentados uniformemente. Para tener en cuenta los flujos de calor no uniformes, Tong introdujo el factor de corrección, F.
Referencia especial: Tong, LS, Weisman, Joel. Análisis térmico de reactores de agua a presión. Sociedad nuclear de Amer, 3a edición, 5/1996. ISBN-13: 978-0894480386.
Factor de pared fría – CWF
Tong, LS y Weisman, Joel también presenta un nuevo factor conocido como el ” factor de pared fría “, que corrige el CHF en un canal que contiene una pared sin calefacción (por ejemplo, un canal adyacente al tubo guía de la barra de control). En estos canales, la película líquida se acumula a lo largo de la pared fría y este fluido no es efectivo para enfriar la superficie calentada y el fluido que enfría la superficie calentada tiene una entalpía más alta que la calculada sin suponer una pared fría. Tenga en cuenta que se supone que la pared fría deteriora la transferencia de calor en comparación con el canal con todos los lados calentados en la misma entalpía de salida a granel .
Tablas de consulta de CHF
Las tablas de búsqueda de CHF se usan ampliamente para la predicción del flujo de calor crítico (CHF). La tabla de consulta de CHF es básicamente un banco de datos normalizado para un tubo vertical de 8 mm refrigerado por agua. La tabla de consulta CHF 2006 se basa en una base de datos que contiene más de 30,000 puntos de datos y cubren los rangos de presión de 0.1–21 Mpa, 0–8000 kg.m –2 .s -1 (el flujo cero se refiere a la ebullición de la piscina condiciones) flujo de masa y –0.5 a 1 calidad de vapor (las cualidades negativas se refieren a condiciones subenfriadas).
Referencia especial: GROENEVELD, DC et al., La tabla de consulta de 2006, Ingeniería y diseño nuclear 237 (2007), 1909-1922.
Salida de la relación de ebullición del nucleado – DNBR
Como se escribió, en el caso de los PWR , el problema crítico de seguridad se denomina DNB ( desviación del punto de ebullición de los 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. Tenga en cuenta que, incluso para los BWR, que tienen un perfil de potencia axial significativamente más bajo, se debe tener en cuenta el riesgo de DNB.
El DNB ocurre cuando el flujo de calor local alcanza el valor del flujo de calor crítico. Este fenómeno ocurre en la región subenfriada o de baja calidad (rango de calidad aproximado: de –5% a + 5%). El comportamiento de este tipo de crisis de ebullición depende de muchas condiciones de flujo (presión, temperatura, velocidad de flujo), ya que el flujo de calor crítico es generalmente una función de la entalpía del refrigerante (saturado y de entrada), presión , calidad y flujo de masa del refrigerante:
Este tipo de crisis de ebullición ocurre con flujos de calor relativamente altos y parece estar asociado 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 acumula en 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.
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. Huelga decir que el establecimiento de una relación mínima de DNB proporciona una limitación importante en el diseño de reactores enfriados por agua. Este fenómeno limita la potencia térmica máxima de cada PWR.
La relación DNB (DNBR: desviación de la relación de ebullición del nucleado) es la medida del margen al flujo de calor crítico. DNBR se define como:
el flujo de calor crítico en una ubicación específica y los parámetros específicos del refrigerante divididos por el flujo de calor local operativo en esa ubicación .
El núcleo del reactor debe estar diseñado para mantener el DNBR más grande que el valor mínimo permitido (conocido como límite de correlación) durante la operación en estado estable, transitorios operativos normales y ocurrencias operativas anticipadas (AOO). Para predecir la salida de la ebullición de los nucleados, la CHF puede determinarse, por ejemplo, utilizando la correlación W-3 desarrollada en la División de Energía Atómica de Westinghouse. Si estas correlaciones fueran perfectas (sin incertidumbres), el criterio sería simple:
El flujo de calor local debe ser menor que el flujo de calor crítico (es decir, DNBR debe ser mayor que uno).
Pero en realidad , ninguna correlación es perfecta y las incertidumbres deben estar involucradas en este cálculo. Estas bandas de incertidumbre o límites de error establecen un valor mínimo aceptable para la relación DNB, que puede ser significativamente mayor que uno como se indica en la figura. Las incertidumbres pueden alcanzar aproximadamente el 20% y, por lo tanto, el DNBR debe ser mayor que, por ejemplo, DNBR lim = 1,2 .
Como se puede ver en la figura, el CHF disminuye significativamente al aumentar la entalpía del refrigerante, por lo tanto, el valor mínimo de DNBR no está necesariamente en el centro del núcleo. La relación mínima de DNB (MDNBR) ocurre en el lugar donde el flujo de calor crítico y el flujo de calor operativo son los más cercanos y generalmente se encuentra en la parte superior del núcleo. Además, en la entrada del canal donde el subenfriamiento del refrigerante es el más alto, esperaríamos que el flujo de calor necesario para causar que el DNB en esta ubicación sea extremadamente alto. Por otro lado, en la salida del canal donde la entalpía del refrigerante es más alta, el flujo de calor necesario para causar DNB debería ser el más bajo.
Referencia especial: Tong, LS, Weisman, Joel. Análisis térmico de reactores de agua a presión. Sociedad nuclear de Amer, 3a edición, 5/1996. ISBN-13: 978-0894480386.
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