Não categorizado

Condensação de filme

Da mesma forma que no capítulo anterior, neste capítulo, discutiremos a transferência de calor com a mudança de fase, mas, neste caso, discutiremos a condensação da fase gasosa (mudança de fase de vapor para líquido).

Em geral, a condensação é a mudança do estado físico da matéria da fase gasosa para a fase líquida e é o inverso da vaporização . Os processos de fluxo associados à condensação em uma superfície sólida são quase uma imagem espelhada dos envolvidos na fervura. A condensação ocorre quando a temperatura de um vapor é reduzida abaixo da temperatura de saturação ou quando a pressão de um vapor é aumentada acima dos parâmetros de saturação (consulte o diagrama de fases da água).

Na  condensação do filme , o condensado molha a superfície e forma um filme líquido na superfície que desliza sob a influência da gravidade. A condensação do filme resulta em baixas taxas de transferência de calor, pois o filme de condensado impede a transferência de calor. A espessura do filme formado depende de muitos parâmetros, incluindo orientação da superfície, viscosidade, taxa de condensação etc. O filme aumenta  a resistência térmica  ao fluxo de calor entre a superfície e o vapor. A taxa de transferência de calor é reduzida devido a essa resistência.

Condensação em Usinas – Condensador Principal

O sistema  principal do condensador de vapor  (MC) foi projetado para  condensar  e  desaerar  o vapor de exaustão da turbina principal e fornecer um dissipador de calor para o sistema de desvio da turbina. O vapor exaurido das turbinas de LP é condensado passando sobre tubos contendo água do sistema de resfriamento. Existe uma unidade condensadora principal sob  cada  turbina LP , geralmente abaixo da turbina com seu eixo perpendicular ao eixo da turbina. Como as usinas nucleares geralmente contêm também um condensador auxiliar (por exemplo, para condensar o vapor de bombas de água de alimentação movidas a vapor), os engenheiros usam o termo ” condensador principal “.

Veja também: Condensador principal

O condensador deve manter um vácuo baixo suficiente para aumentar a eficiência da usina. As bombas de vácuo mantêm um vácuo suficiente no condensador, extraindo ar e gases não condensados. A menor pressão viável do condensador é a   pressão de saturação correspondente à temperatura ambiente (por exemplo, pressão absoluta de  0,008 MPa,  que corresponde a  41,5 ° C ). Observe que sempre há uma diferença de temperatura entre (em torno de  ΔT = 14 ° C) a temperatura do condensador e a temperatura ambiente, que se originam do tamanho finito e da eficiência dos condensadores. Como nem o condensador é um trocador de calor 100% eficiente, sempre há uma diferença de temperatura entre a temperatura de saturação (lado secundário) e a temperatura do líquido de refrigeração no sistema de refrigeração. Além disso, existe uma ineficiência do projeto, que diminui a eficiência geral da turbina. Idealmente, o vapor descarregado no condensador não teria  sub-resfriamento . Mas os condensadores reais são projetados para sub-resfriar o líquido em alguns graus Celsius, a fim de evitar a  cavitação de sucção  nas bombas de condensado.

Os  condensadores de vapor  são amplamente classificados em dois tipos:

• Condensadores de superfície  (ou condensadores do tipo sem mistura). Nos condensadores de superfície, não há contato direto entre o vapor de exaustão e a água de resfriamento.
• Condensadores a jato  (ou condensadores do tipo mistura). Nos condensadores a jato, há contato direto entre o vapor de exaustão e a água de resfriamento.

Para a condensação, os efeitos de calor latente associados à mudança de fase são significativos, da mesma forma que na fervura, mas ao contrário. Observe que a entalpia da condensação (ou calor da condensação ) é por definição igual à entalpia da vaporização com o sinal oposto. Calor latente é a quantidade de calor adicionada ou removida de uma substância para produzir uma mudança de fase. Durante a vaporização, essa energia decompõe as forças atrativas intermoleculares e também deve fornecer a energia necessária para expandir o gás (o trabalho pΔV ). Quando o calor latente é adicionado ou removido, nenhuma mudança de temperatura ocorre. A entalpia da vaporização é uma função da pressão na qual essa transformação ocorre.

Calor latente de condensação – água a 0,1 MPa (pressão atmosférica)

h _lg = – 2257 kJ / kg

Calor latente de condensação – água a 3 MPa

h _lg = – 1795 kJ / kg

Calor latente de condensação – água a 16 MPa (pressão dentro de um pressurizador )

h _lg = – 931 kJ / kg

O calor da condensação diminui com o aumento da pressão, enquanto o ponto de ebulição aumenta. Ele desaparece completamente em um determinado ponto chamado ponto crítico . Acima do ponto crítico, as fases líquida e de vapor são indistinguíveis, e a substância é chamada de fluido supercrítico .

O calor da condensação é o calor liberado para condensar completamente uma unidade de vapor saturado e é igual a –  h _lg  = h _l – h _g .

O calor necessário para derreter (ou congelar) uma unidade de massa na substância a pressão constante é o calor da fusão e é igual a  h _sl  = h _l  – h _s , onde h _s  é a entalpia do sólido saturado e h _l  é a entalpia do líquido saturado.

Condensação

Da mesma forma que no capítulo anterior, neste capítulo, discutiremos a transferência de calor com a mudança de fase, mas, neste caso, discutiremos a condensação da fase gasosa (mudança de fase de vapor para líquido).

Em geral, a condensação é a mudança do estado físico da matéria da fase gasosa para a fase líquida e é o inverso da vaporização . Os processos de fluxo associados à condensação em uma superfície sólida são quase uma imagem espelhada dos envolvidos na fervura. A condensação ocorre quando a temperatura de um vapor é reduzida abaixo da temperatura de saturação ou quando a pressão de um vapor é aumentada acima dos parâmetros de saturação (consulte o diagrama de fases da água).

Calor latente de condensação – água a 0,1 MPa (pressão atmosférica)

h _lg = – 2257 kJ / kg

Calor latente de condensação – água a 3 MPa

h _lg = – 1795 kJ / kg

Calor latente de condensação – água a 16 MPa (pressão dentro de um pressurizador )

h _lg = – 931 kJ / kg

O calor da condensação diminui com o aumento da pressão, enquanto o ponto de ebulição aumenta. Ele desaparece completamente em um determinado ponto chamado ponto crítico . Acima do ponto crítico, as fases líquida e de vapor são indistinguíveis, e a substância é chamada de fluido supercrítico .

A mudança do estado líquido para o vapor devido à ebulição é sustentada pela transferência de calor da superfície sólida; por outro lado, a condensação de um vapor no estado líquido resulta na transferência de calor para a superfície sólida. A ebulição e a condensação diferem de outras formas de convecção, pois dependem do calor latente de vaporização, que é muito alto para pressões comuns; portanto, grandes quantidades de calor podem ser transferidas durante a ebulição e a condensação, essencialmente a temperatura constante . Os coeficientes de transferência de calor , h, associados à ebulição e condensação são tipicamente muito mais altos do que os encontrados em outras formas de processos de convecção que envolvem uma única fase.

Condensação em Usinas – Condensador Principal

O sistema  principal do condensador de vapor  (MC) foi projetado para  condensar  e  desaerar  o vapor de exaustão da turbina principal e fornecer um dissipador de calor para o sistema de desvio da turbina. O vapor exaurido das turbinas LP é condensado passando por tubos que contêm água do sistema de resfriamento. Existe uma unidade condensadora principal sob  cada  turbina LP , geralmente abaixo da turbina com seu eixo perpendicular ao eixo da turbina. Como as usinas nucleares geralmente contêm também um condensador auxiliar (por exemplo, para condensar o vapor de bombas de água de alimentação movidas a vapor), os engenheiros usam o termo ” condensador principal “.

Veja também: Condensador principal

O condensador deve manter um vácuo baixo suficiente para aumentar a eficiência da usina. As bombas de vácuo mantêm um vácuo suficiente no condensador, extraindo ar e gases não condensados. A menor pressão viável do condensador é a   pressão de saturação correspondente à temperatura ambiente (por exemplo, pressão absoluta de  0,008 MPa,  que corresponde a  41,5 ° C ). Observe que sempre há uma diferença de temperatura entre (em torno de  ΔT = 14 ° C) a temperatura do condensador e a temperatura ambiente, que se originam do tamanho finito e da eficiência dos condensadores. Como nem o condensador é um trocador de calor 100% eficiente, sempre há uma diferença de temperatura entre a temperatura de saturação (lado secundário) e a temperatura do líquido de arrefecimento no sistema de refrigeração. Além disso, há uma ineficiência de projeto, que diminui a eficiência geral da turbina. Idealmente, o vapor descarregado no condensador não teria  sub-resfriamento . Mas os condensadores reais são projetados para sub-resfriar o líquido em alguns graus Celsius, a fim de evitar a  cavitação de sucção  nas bombas de condensado.

Os  condensadores de vapor  são amplamente classificados em dois tipos:

• Condensadores de superfície  (ou condensadores do tipo sem mistura). Nos condensadores de superfície, não há contato direto entre o vapor de exaustão e a água de resfriamento.
• Condensadores a jato  (ou condensadores do tipo mistura). Nos condensadores a jato, há contato direto entre o vapor de exaustão e a água de resfriamento.

Condensação no pressurizador

Um  pressurizador  é um componente de um  reator de água pressurizada . A pressão no circuito primário  dos PWRs é mantida por um  pressurizador , um vaso separado que é conectado ao circuito primário (perna quente) e parcialmente preenchido com água que é aquecida até a  temperatura de saturação  (ponto de ebulição) para a pressão desejada por energia elétrica submersa.  aquecedores. A temperatura no pressurizador pode ser mantida a 350 ° C (662 ° F), o que fornece uma margem de sub-resfriamento (a diferença entre a temperatura do pressurizador e a temperatura mais alta no núcleo do reator) de 30 ° C. A margem de sub-resfriamento é um parâmetro de segurança muito importante dos PWRs, pois a ebulição no núcleo do reator deve ser excluída. O projeto básico do  reator de água pressurizada  inclui tal requisito que o líquido de refrigeração (água) no sistema de refrigeração do reator não deve ferver. Para conseguir isso, o líquido de refrigeração no sistema de refrigeração do reator é mantido a uma pressão suficientemente alta para que a ebulição não ocorra nas temperaturas do líquido de refrigeração experimentadas enquanto a planta está em operação ou em um transiente analisado.

Funções

A pressão  no pressurizador é controlada variando a temperatura do líquido de refrigeração no pressurizador. Para esses fins, dois sistemas estão instalados. Sistema de pulverização de água  e  sistema de aquecimento elétrico . O volume do pressurizador (dezenas de metros cúbicos) é preenchido com água nos parâmetros de saturação e vapor. O sistema de pulverização de água (água relativamente fria – da perna fria) pode diminuir a pressão no recipiente,  condensando o vapor  nas gotas de água pulverizadas no recipiente. Como o vapor entra em contato com um líquido frio, neste caso, estamos falando de condensação de contato direto . Por outro lado, os aquecedores elétricos submersos são projetados para aumentar a pressão por  evaporação da água no navio. A pressão da água em um sistema fechado rastreia a temperatura da água diretamente; conforme a temperatura aumenta, a pressão aumenta.

Condensação no edifício de contenção

No caso de acidentes de base do projeto, como o LBLOCA, o aumento de pressão é geralmente significativo e sistemas de contenção ativos (sistemas de supressão de pressão ) devem estar disponíveis para manter a integridade (para manter a pressão e a temperatura). sob certos limites) do edifício de contenção .

Os sistemas de supressão de pressão  são críticos para a segurança e afetam bastante o tamanho da contenção. Supressão refere-se à  condensação do vapor após uma grande quebra libertá-lo do sistema de resfriamento. Existem muitos projetos de sistemas de supressão em todo o mundo.

A maioria das   contenções de reatores de água pressurizada (PWRs) usa sistemas de supressão de pressão em dois estágios:

• Sistema de refrigeração do ventilador . Este sistema circula o ar através de trocadores de calor e filtros para fornecer o resfriamento da atmosfera de contenção. Como esse sistema não é suficiente para a supressão durante graves perdas de acidentes com líquido de arrefecimento, o sistema de pulverização de contenção deve estar disponível como sistema ativo secundário de supressão de pressão.
• Sistema de pulverização de contenção . Este sistema geralmente consiste em três elementos:
  • Bomba do sistema de pulverização
  • Tanque do sistema de pulverização
  • Anéis e bocais do sistema de pulverização

Quando o aumento de pressão dentro do confinamento é indicado, o sistema de pulverização de contenção é iniciado automaticamente e as bombas (geralmente com redundância de 3 × 100%) aspiram o tanque (o tanque de armazenamento de água para reabastecimento também pode ser usado) e bombeiam a água para os bicos de pulverização localizado na parte superior do confinamento. As gotas de água, sendo mais frias que o vapor, removerão o calor do vapor, o que fará com que o vapor se condense. Isso causará uma redução na pressão do edifício e também reduzirá a temperatura da atmosfera de contenção. O sistema de pulverização geralmente contém aditivos químicos extras dissolvidos no tanque para melhorar a remoção de radionuclídeos específicos da atmosfera de contenção. Especialmente o radioiodo, que é de particular importância,

A maioria das   contenções de reatores de água fervente ( BWR) usa piscinas de supressão de pressão para manter a integridade do edifício de contenção. Os principais desenhos de contenção são o Mark I, Mark II e o Mark III. As contenções Mark I e Mark II consistem em duas partes principais:

• Drywell . Um poço seco abriga o sistema de refrigeração do reator.
• Wetwell . Um poço úmido é uma câmara de supressão, que armazena uma grande quantidade de água e, portanto, é comumente chamada de piscina de supressão.

Os sistemas de pulverização de água são geralmente instalados no poço seco e no poço úmido. O projeto Mark III consiste em uma contenção primária e um poço seco.

Os edifícios de contenção e os sistemas de supressão de pressão de contenção variam muito, dependendo do projeto de certos reatores. Em alguns casos, tecnologias realmente únicas podem ser instaladas. Por exemplo, o prédio de contenção da Loviisa NPP usa dois condensadores de gelo como sistema de supressão de pressão.

Ebulição Nucleada – Ebulição por Fluxo

Na ebulição do fluxo (ou ebulição por convecção forçada ), o fluxo de fluido é forçado sobre uma superfície por meios externos, como uma bomba, bem como por efeitos de flutuabilidade. Portanto, a ebulição do fluxo é sempre acompanhada por outros efeitos de convecção. As condições dependem fortemente da geometria, que pode envolver fluxo externo sobre placas e cilindros aquecidos ou fluxo interno (duto). Nos reatores nucleares, a maioria dos regimes de ebulição é apenas fervura de convecção forçada. A ebulição do fluxo também é classificada como ebulição externa e interna, dependendo de o fluido ser forçado a fluir sobre uma superfície aquecida ou dentro de um canal aquecido.

A ebulição do fluxo interno é muito mais complicada por natureza do que a ebulição do fluxo externo, porque não há superfície livre para o vapor escapar e, portanto, o líquido e o vapor são forçados a fluir juntos. O fluxo bifásico em um tubo exibe diferentes regimes de ebulição do fluxo, dependendo das quantidades relativas das fases líquida e de vapor. Portanto, a ebulição por convecção forçada interna é comumente referida como fluxo bifásico .

Correlações de ebulição de nucleados – ebulição por fluxo

Correlação de McAdams

Na ebulição de nucleados totalmente desenvolvida com refrigerante saturado, a temperatura da parede é determinada pelo fluxo de calor e pressão locais e depende apenas ligeiramente do número de Reynolds . Para água sub-resfriada a pressões absolutas entre 0,1 – 0,6 MPa, a correlação de McAdams fornece:

Correlações de ebulição de nucleados – Correlação de Rohsenow

Os regimes de ebulição discutidos acima diferem consideravelmente em seu caráter. Também existem correlações diferentes que descrevem a transferência de calor. Nesta seção, revisamos algumas das correlações mais amplamente usadas para a ebulição de nucleados.

Ebulição de Piscina Nucleada

Correlação de Rohsenow

A correlação mais amplamente usada para a taxa de transferência de calor na ebulição do nucleado foi proposta em 1952 por Rohsenow :

Correlação de Rohsenow

Onde

• q – fluxo de calor em ebulição da piscina nucleada [W / m ² ]
• c ₁ – calor específico do líquido J / kg K
• ΔT – excesso de temperatura ° C ou K
• h _fg  – entalpia de vaporização, J / kg
• Pr – número Prandtl de líquido
• n – constante experimental igual a 1 para a água e 1,7 para outros fluidos
• C _sf – fator de fluido da superfície, por exemplo, água e níquel têm C _sf de 0,006
• μ ₁ – viscosidade dinâmica do líquido kg / ms
• g – aceleração gravitacional m / s ²
• g ₀ – fator de conversão de força kgm / Ns ²
• ρ ₁ – densidade do líquido kg / m ³
• ρ _v – densidade do vapor kg / m ³
• σ – interface tensão superficial-vapor-líquido N / m

Como pode ser visto, ΔT ∝ (q) ^⅓ . Essa proporcionalidade muito importante mostra a capacidade crescente da interface de transferir calor.

Relação de potência crítica – Secagem

Nos BWRs, um fenômeno semelhante é conhecido como “secagem” e está diretamente associado a alterações no padrão de fluxo durante a evaporação na região de alta qualidade. Em determinadas combinações de taxa de fluxo através de um canal, pressão, qualidade de fluxo e taxa de calor linear, o filme líquido da parede pode esgotar-se e a parede pode ser seca . Normalmente, a superfície do combustível é efetivamente resfriada com líquido fervente. No entanto, quando o fluxo de calor excede um valor crítico (CHF – fluxo de calor crítico), o padrão de fluxo pode atingir as condições de secagem (a película fina de líquido desaparece). A transferência de calor da superfície do combustível para o refrigerante é deteriorada, com o resultado deaumento drástico da temperatura da superfície do combustível . Na região de alta qualidade, a crise ocorre com um fluxo de calor menor. Como a velocidade do fluxo no núcleo de vapor é alta, a transferência de calor pós-CHF é muito melhor do que no fluxo crítico de baixa qualidade (ou seja, para PWRs, os aumentos de temperatura são mais altos e mais rápidos).

Os modos típicos de ebulição do fluxo em um canal vertical são representados na figura. Esta figura mostra a ordem típica dos regimes de fluxo que são encontrados desde a entrada até a saída de um canal aquecido . Na entrada, o líquido entra no sub-resfriado (na temperatura mais baixa que a saturação). Nesta região, o fluxo é monofásico. À medida que o líquido esquenta, a temperatura da parede aumenta correspondentemente. À medida que a temperatura da parede excede a temperatura de saturação (por exemplo, 285 ° C a 6,8 MPa), começa a ebulição do nucleado sub-resfriado . As bolhas nucleadas na camada limite térmica superaquecida na parede aquecida, mas tendem a condensar-se no volume sub-resfriado .

Um aumento adicional na temperatura do líquido causa que o volume do líquido atinja a temperatura de saturação e o processo de ebulição por convecção passe pelo fluxo borbulhante para o fluxo da lesma . O aumento da fração de vazios faz com que a estrutura do fluxo se torne instável. O processo de ebulição passa através do fluxo de lesma e rotatividade para o regime de fluxo anular com sua característica película anular do líquido. Em determinadas combinações de taxa de fluxo através de um canal, pressão, qualidade de fluxo e taxa de calor linear, o filme líquido da parede pode esgotar-se e a parede pode ser seca. No ponto de secagem, a temperatura da parede aumenta significativamente para dissipar o fluxo de calor aplicado. O fluxo pós-secagem (fluxo de neblina ou queda ) no canal aquecido é indesejável, porque a presença desse regime de fluxo é acompanhada de temperaturas da parede significativamente mais altas e alta flutuação das temperaturas da parede.

Nesse caso, os engenheiros definem o parâmetro conhecido como relação de potência crítica mínima (MCPR), em vez de DNBR. A razão de potência crítica (RCP) é usada para determinar os limites térmicos dos reatores de água fervente.

Definição de RCP:

A RCP é a energia na montagem que é calculada pela aplicação da (s) correlação (ões) apropriada (s) para causar algum ponto na montagem para sofrer uma transição de ebulição, dividida pela potência operacional real da montagem.

Referência especial: Tong, LS, Weisman, Joel. Análise Térmica de Reatores de Água Pressurizada. Amer Nuclear Society, 3ª edição, 5/1996. ISBN-13: 978-0894480386.

Partida da Ebulição Nucleada – DNB

No caso de PWRs , a questão crítica de segurança é denominada DNB ( partida da ebulição nucleada ), que causa a formação de uma camada de vapor local , causando uma redução drástica na capacidade de transferência de calor. Esse fenômeno ocorre na região sub-resfriada ou de baixa qualidade. O comportamento da crise de ebulição depende de muitas condições de fluxo (pressão, temperatura, taxa de fluxo), mas a crise de ebulição ocorre em fluxos de calor relativamente altos e parece estar associado à nuvem de bolhas adjacentes à superfície. Essas bolhas ou filme de vapor reduzem a quantidade de água que entra. Como esse fenômeno deteriora o coeficiente de transferência de calor e o fluxo de calor permanece, o calor acumula-sena barra de combustível, causando aumento dramático do revestimento e da temperatura do combustível . Simplesmente, é necessária uma diferença de temperatura muito alta para transferir o fluxo de calor crítico produzido da superfície da barra de combustível para o líquido de arrefecimento do reator (através da camada de vapor).

No caso de PWRs, o fluxo crítico é um fluxo anular invertido , enquanto que nos BWRs, o fluxo crítico é geralmente um fluxo anular. A diferença no regime de fluxo entre o fluxo pós-secagem e o fluxo pós-DNB é mostrada na figura. Em PWRs em operação normal, o fluxo é considerado monofásico. Porém, muitos estudos foram realizados sobre a natureza do fluxo bifásico em caso de transientes e acidentes (como o acidente com perda de líquido refrigerante – LOCA ou disparo de RCPs ), que são importantes para a segurança do reator e deve ser comprovado e declarado no Relatório de Análise de Segurança (SAR).

Nos reatores de água pressurizada, um dos principais requisitos de segurança é que a saída da ebulição nucleada (DNB) não ocorrerá durante a operação em estado estacionário, transientes operacionais normais e ocorrências operacionais previstas (AOOs). A integridade do revestimento de combustível será mantida se o DNBR mínimo permanecer acima do limite de DNBR 95/95 para PWRs (uma probabilidade de 95% a um nível de confiança de 95%). O critério DNB é um dos critérios de aceitação nas análises de segurança, além de constituir um dos limites de segurança nas especificações técnicas.

Um dever importante do operador da planta é controlar os parâmetros da planta, de modo a manter uma margem segura para o DNB (ou a distância do DNB na curva de transferência de calor). Qualquer mudança repentina e grande nos seguintes parâmetros / instruções da planta diminuirá a margem para DNB:

• Diminuição da pressão do líquido de refrigeração do reator
• Diminuição da vazão do líquido de arrefecimento do reator
• Aumento da potência do reator
• Aumento da temperatura de entrada do líquido de refrigeração do reator

Portanto, a função dos operadores e o design da planta é impedir uma mudança súbita e grande nesses parâmetros da planta.

Fluxo crítico de calor

Como foi escrito, nos reatores nucleares , as limitações do fluxo de calor local são da maior importância para a segurança do reator. Para reatores de água pressurizada e também para reatores de água fervente , existem fenômenos termo-hidráulicos, que causam uma diminuição repentina na eficiência da transferência de calor (mais precisamente no coeficiente de transferência de calor ). Esses fenômenos ocorrem com certo valor do fluxo de calor, conhecido como ” fluxo crítico de calor “. Os fenômenos que causam a deterioração da transferência de calor são diferentes para PWRs e BWRs.

Nos dois tipos de reatores, o problema está mais ou menos associado à saída da ebulição nucleada. O fluxo de calor em ebulição nucleado não pode ser aumentado indefinidamente. Em algum valor, chamamos de “ fluxo crítico de calor ” ( CHF ), o vapor produzido pode formar uma camada isolante sobre a superfície, que por sua vez deteriora o coeficiente de transferência de calor. Imediatamente após o fluxo crítico de calor ter sido atingido, a ebulição se torna instável e a ebulição de película ocorre. A transição da ebulição nucleada para a ebulição de película é conhecida como ” crise de ebulição “. Como foi escrito, os fenômenos que causam a deterioração da transferência de calor são diferentes para PWRs e BWRs.

Fluxo de calor crítico para DNB – correlações

Como foi escrito, a crise de ebulição pode ser classificada como seca (será descrita abaixo DNB) na região de alta qualidade e saída da ebulição nucleada (DNB) na região sub-resfriada ou de baixa qualidade (faixa aproximada de qualidade: de –5% para + 5%). Mas o fluxo de calor crítico é usado para ambos os regimes.

DNB – Correlação W-3

Uma das correlações de projeto mais conhecidas para prever a saída da ebulição nucleada é a correlação W-3 desenvolvida na Divisão de Energia Atômica de Westinghouse por Tong . É aplicável a fluxos de qualidade sub-resfriados e de baixa a moderada . A correlação W-3 é uma função da entalpia do refrigerante (saturada e entrada), pressão , qualidade e fluxo de massa do refrigerante:

A correlação W-3 é para fluxo de calor crítico em canais uniformemente aquecidos. Para explicar os fluxos de calor não uniformes, Tong introduziu o fator de correção F.

Referência especial: Tong, LS, Weisman, Joel. Análise Térmica de Reatores de Água Pressurizada. Amer Nuclear Society, 3a edição, 5/1996. ISBN-13: 978-0894480386.

Fator de parede fria – CWF

Tong, LS e Weisman, Joel também introduzem um novo fator conhecido como “ fator de parede fria ”, que corrige o CHF em um canal que contém uma parede não aquecida (por exemplo, canal adjacente ao tubo guia da haste de controle). Nesses canais, o filme líquido se acumula ao longo da parede fria e esse fluido não é eficaz no resfriamento da superfície aquecida e o fluido que resfria a superfície aquecida está em entalpia mais alta do que o calculado sem a hipótese de parede fria. Observe que, existe uma suposição de que a parede fria deteriora a transferência de calor em comparação com o canal com todos os lados aquecidos na mesma entalpia de saída em massa .

Tabelas de consulta CHF

As tabelas de consulta de CHF são amplamente utilizadas para a previsão do fluxo de calor crítico (CHF). A tabela de consulta do CHF é basicamente um banco de dados normalizado para um tubo vertical de 8 mm refrigerado a água. A tabela de consulta do CHF de 2006 é baseada em um banco de dados contendo mais de 30.000 pontos de dados e abrange os intervalos de pressão de 0,1–21 Mpa, 0–8000 kg.m ^–2 .s ^-1 (fluxo zero refere-se à fervura da piscina condições) fluxo de massa e qualidade de vapor de -0,5 a 1 (qualidades negativas referem-se a condições sub-resfriadas).

Referência especial: GROENEVELD, DC et al., A tabela de consulta de 2006, Nuclear Engineering and Design 237 (2007), 1909–1922.

Partida da Razão de Ebulição Nucleada – DNBR

Como foi escrito, no caso de PWRs , a questão crítica de segurança é denominada DNB ( partida da ebulição nucleada ), que causa a formação de uma camada de vapor local , causando uma redução drástica na capacidade de transferência de calor. Observe que, mesmo para BWRs, que têm um perfil de potência axial com um pico significativamente inferior, o risco DNB deve ser levado em consideração.

DNB ocorre quando o fluxo de calor local atinge o valor do fluxo de calor crítico. Esse fenômeno ocorre na região sub-resfriada ou de baixa qualidade (faixa aproximada de qualidade: de –5% a + 5%). O comportamento desse tipo de crise de ebulição depende de muitas condições de fluxo (pressão, temperatura, taxa de fluxo), uma vez que o fluxo crítico de calor geralmente é uma função da entalpia do refrigerante   (saturada e de entrada),  pressão ,  qualidade  e fluxo de massa do refrigerante:

Esse tipo de crise de ebulição ocorre em fluxos de calor relativamente altos e parece estar associado à nuvem de bolhas, adjacente à superfície. Essas bolhas ou filme de vapor reduzem a quantidade de água que entra. Como esse fenômeno deteriora o coeficiente de transferência de calor e o fluxo de calor permanece, o calor se acumula na barra de combustível, causando um aumento dramático do revestimento e da temperatura do combustível . Simplesmente, é necessária uma diferença de temperatura muito alta para transferir o fluxo de calor crítico produzido da superfície da barra de combustível para o líquido de arrefecimento do reator (através da camada de vapor). No caso de PWRs, o fluxo crítico é um fluxo anular invertido , enquanto que nos BWRs, o fluxo crítico é geralmente um fluxo anular.

Nos reatores de água pressurizada, um dos principais requisitos de segurança é que a saída da ebulição nucleada (DNB) não ocorrerá durante a operação em estado estacionário, transientes operacionais normais e ocorrências operacionais previstas (AOOs). A integridade do revestimento de combustível será mantida se o DNBR mínimo permanecer acima do limite de 95/95 DNBR para PWRs (uma probabilidade de 95% a um nível de confiança de 95%). O critério DNB é um dos critérios de aceitação nas análises de segurança, além de constituir um dos limites de segurança nas especificações técnicas. Desnecessário dizer que o estabelecimento de uma relação DNB mínima fornece uma grande limitação no projeto de reatores refrigerados a água. Esse fenômeno limita a potência térmica máxima de cada PWR.

A relação DNB (DNBR – Partida da taxa de ebulição de nucleados) é a medida da margem para o fluxo de calor crítico. DNBR é definido como:

o fluxo de calor crítico em um local específico e os parâmetros específicos do líquido de refrigeração divididos pelo fluxo de calor local em operação nesse local .

O núcleo do reator deve ser projetado para manter o DNBR maior que o valor mínimo permitido (conhecido como limite de correlação) durante a operação em estado estacionário, transitórios operacionais normais e ocorrências operacionais previstas (AOOs). Para prever a saída da ebulição nucleada, o CHF pode ser, por exemplo, determinado usando a correlação W-3 desenvolvida na Divisão de Energia Atômica de Westinghouse. Se essas correlações fossem perfeitas (sem incertezas), o critério seria simples:

O fluxo de calor local deve ser menor que o fluxo de calor crítico (ou seja, DNBR deve ser maior que um).

Mas, na realidade , nenhuma correlação é perfeita e incertezas devem estar envolvidas nesse cálculo. Essas faixas de incerteza ou limites de erro estabelecem um valor mínimo aceitável para a relação DNB, que pode ser significativamente maior que um, conforme indicado na figura. As incertezas podem chegar a cerca de 20% e, portanto, o DNBR deve ser maior que, por exemplo, DNBR _lim = 1,2 .

Como pode ser visto na figura, o CHF diminui significativamente com o aumento da entalpia do líquido de arrefecimento, portanto, o valor mínimo de DNBR não está necessariamente no centro do núcleo. A relação DNB mínima (MDNBR) ocorre no local onde o fluxo de calor crítico e o fluxo de calor operacional são os mais próximos e geralmente está na parte superior do núcleo. Além disso, na entrada do canal onde o sub-resfriamento do refrigerante é o mais alto, esperamos que o fluxo de calor necessário faça com que o DNB neste local seja extremamente alto. Por outro lado, na saída do canal onde a entalpia do refrigerante é a mais alta, o fluxo de calor necessário para causar DNB deve ser o mais baixo.

Referência especial: Tong, LS, Weisman, Joel. Análise Térmica de Reatores de Água Pressurizada. Amer Nuclear Society, 3a edição, 5/1996. ISBN-13: 978-0894480386.

Transferência de calor pós-DNB

O fluxo de calor em ebulição nucleado não pode ser aumentado indefinidamente. Em algum valor, chamamos de “ fluxo crítico de calor ” ( CHF ), o vapor produzido pode formar uma camada isolante sobre a superfície, que por sua vez deteriora o coeficiente de transferência de calor. Isso ocorre porque uma grande fração da superfície é coberta por uma película de vapor, que atua como um isolamento térmico devido à baixa condutividade térmica do vapor em relação à do líquido. Imediatamente após o fluxo crítico de calor ter sido atingido, a ebulição se torna instável e a ebulição de transição ocorre. A transição da ebulição nucleada para a ebulição de película é conhecida como ” crise de ebulição “. Como além do ponto CHF o coeficiente de transferência de calor diminui, a transição para a ebulição de película é geralmente inevitável.

Um aumento adicional no fluxo de calor não é necessário para manter a ebulição de película. Uma película de vapor cobre completamente a superfície. Isso reduz significativamente o coeficiente de convecção, uma vez que a camada de vapor tem uma capacidade de transferência de calor significativamente menor. Como resultado, o excesso de temperatura atinge um valor muito alto. Além do ponto de Leidenfrost , um filme de vapor contínuo cobre a superfície e não há contato entre a fase líquida e a superfície. Nesta situação, a transferência de calor é tanto por radiação quanto por condução ao vapor. A superfície aquecida estabiliza estabiliza sua temperatura no ponto E (veja a figura). Se o material não for suficientemente forte para suportar essa temperatura, o equipamento falhará por danos ao material.

Crise fervente

Neste capítulo, estudaremos o fluxo de ebulição em um canal vertical aquecido. Os regimes de ebulição e a curva de fluxo de calor são semelhantes (não iguais) aos da ebulição da piscina . O processo ocorre também em caldeiras modernas de circulação forçada de alta pressão.

O trabalho pioneiro sobre a ebulição da piscina foi realizado em 1934 por  S. Nukiyama , que usava fios de nicrromo e platina aquecidos eletricamente imersos em líquidos em seus experimentos. Nukiyama foi o primeiro a identificar  diferentes regimes de ebulição da piscina  usando seu aparelho. Ele notou que a ebulição assume formas diferentes, dependendo do valor da temperatura de superaquecimento da parede  ΔT _sat  (também conhecida como temperatura excessiva) ,  que é definida como a diferença entre a temperatura da parede,  _parede T  e a temperatura de saturação,  T _sat .

São observados quatro regimes diferentes de ebulição da piscina (com base no excesso de temperatura):

• Ebulição por Convecção Natural                             ΔT _sentado  <5 ° C
• Ebulição do Nucleado                                    5 ° C <  ΔT _sentado  <30 ° C
• Ebulição de transição                                  30 ° C <  ΔT _sentado  <200 ° C
• Ebulição de filme                                         200 ° C <  ΔT _sentado

Esses regimes são ilustrados na  curva de ebulição  da figura, que é um gráfico do fluxo de  calor  versus o excesso de temperatura. Embora a curva de ebulição apresentada nesta figura seja para água, o formato geral da curva de ebulição permanece o mesmo para diferentes refrigerantes. Observe que, o formato específico da curva depende também dos parâmetros do sistema, como  pressão  e vazão do líquido de arrefecimento, mas é praticamente independente da geometria da superfície de aquecimento. Para o fluxo de ebulição como no canal de combustível, a curva será diferente, mas os principais resultados serão semelhantes.

Nos  BWRs, a  ebulição do líquido de refrigeração ocorre em  operação normal  e é um fenômeno muito desejado. As  qualidades típicas de fluxo  nos  núcleos BWR  são da ordem de 10 a 20%.

Embora os projetos mais antigos do núcleo assumissem que a ebulição da superfície não poderia ser permitida nas  PWRs , essa suposição foi logo rejeitada e a transferência de calor em duas fases é agora um dos mecanismos normais de transferência de calor de operação também nas PWRs.

Em ambos os projetos, o  fluxo de calor em ebulição nucleado  não pode ser aumentado indefinidamente. Em algum valor, chamamos de “ fluxo crítico de calor ” ( CHF ), o vapor produzido pode formar uma camada isolante sobre a superfície, que por sua vez deteriora o coeficiente de transferência de calor. Alterações dinâmicas do regime de ebulição associadas à excedência do fluxo de calor crítico são amplamente conhecidas como “crise de ebulição”.

Recuperador – Trocador de Calor

Em geral, os  trocadores de calor  usados ​​na regeneração podem ser classificados como  regeneradores  ou  recuperadores .

• O regenerador  é um tipo de trocador de calor em que o calor do fluido quente é armazenado intermitentemente em um meio de armazenamento térmico antes de ser transferido para o fluido frio. Possui um único caminho de fluxo no qual os fluidos quente e frio passam alternadamente.

• O Recuperador  é um tipo de trocador de calor com  caminhos de fluxo separados  para cada fluido ao longo de suas próprias passagens e o calor é transferido através das paredes de separação. Os recuperadores (por exemplo, economizadores) são frequentemente usados ​​em engenharia de energia, para aumentar a eficiência geral dos ciclos termodinâmicos. Por exemplo, em um motor de turbina a gás. O recuperador transfere parte do calor residual no escapamento para o ar comprimido, pré-aquecendo-o antes de entrar na câmara de combustão. Muitos recuperators são projetados como   trocadores de calor de contra-fluxo .

Regeneração de calor

Na teoria das turbinas a vapor, é possível obter aumentos significativos na eficiência térmica da turbina a vapor através da redução da  quantidade de combustível  que deve ser adicionada à caldeira. Isso pode ser feito transferindo o calor (por exemplo, vapor parcialmente expandido) de certas seções da turbina a vapor, que normalmente está bem acima da temperatura ambiente, para a água de alimentação. Esse processo é conhecido como  regeneração de calor  e uma variedade de regeneradores de  calor  pode ser usada para essa finalidade. Às vezes, os engenheiros usam o termo  economizador  que são trocadores de calor com o objetivo de reduzir o consumo de energia, especialmente em caso de  pré-aquecimento de um fluido .

Como pode ser visto no artigo ” Gerador de vapor “, a água de alimentação (circuito secundário) na entrada do gerador de vapor pode ter cerca de  ~ 230 ° C (446 ° F) e depois é aquecida até o ponto de ebulição desse fluido  (280 ° C; 536 ° F; 6,5MPa) e evaporado. Mas o condensado na saída do condensador pode ter cerca de  40 ° C , portanto a regeneração de calor na PWR típica é significativa e muito importante:

• A regeneração de calor aumenta a eficiência térmica, uma vez que mais do fluxo de calor no ciclo ocorre em temperaturas mais altas.
• A regeneração de calor causa uma diminuição na taxa de fluxo de massa através do estágio de baixa pressão da turbina a vapor, aumentando assim a eficiência da turbina isentrópica LP. Observe que, no último estágio de expansão, o vapor tem um volume específico muito alto.
• A regeneração de calor causa um aumento na qualidade do vapor de trabalho, uma vez que os drenos estão situados na periferia da carcaça da turbina, onde há maior concentração de gotículas de água.

Análise de Trocadores de Calor

Os trocadores de calor são comumente usados ​​na indústria, e o design adequado de um trocador de calor depende de muitas variáveis. Na análise de permutadores de calor, muitas vezes é conveniente trabalhar com um coeficiente de transferência total de calor, conhecido como um factor-L. O fator U é definido por uma expressão análoga à lei do resfriamento de Newton. Além disso, os engenheiros também usam adiferença de temperatura média logarítmica(LMTD) para determinar a força motriz da temperatura na transferência de calor nos trocadores de calor.

Referência especial: John R. Thome, livro de dados de engenharia III. Wolverine Tube Inc. 2004.