O que é crise de ebulição – Fluxo crítico de calor – Definição

Crise de ebulição – fluxo de calor crítico. As mudanças dinâmicas do regime de ebulição associadas à excedência do fluxo de calor crítico são amplamente conhecidas como “crise de ebulição”. Engenharia Térmica

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.

Curva de Ebulição - Modos de EbuliçãoO 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”.

A  crise fervente  pode ser classificada como:

  • seca  (será descrita abaixo DNB) na região de alta qualidade
  • partida da ebulição nucleada (DNB)  na região sub-resfriada ou de baixa qualidade (faixa aproximada de qualidade: de –5% a + 5%).

Mas o  fluxo de calor crítico  é usado para ambos os regimes.

Observe que o fenômeno oposto ao DNB é conhecido como retorno à ebulição nucleada (RNB) e ocorre no ponto D, conhecido como ponto de Leidenfrost .

Fluxo crítico de calor

Dryout vs. DNBComo 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.

Partida da Ebulição Nucleada – DNB

DNBR - Partida da Razão de Ebulição NucleadaNo 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 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.

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 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:

CHF - Fluxo Crítico de Calor - Correlação

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:

CHF - Fluxo Crítico de Calor - Correlação

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 .

DNBR - definição

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:

DNBR - critério

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

DNBR - Partida da Razão de Ebulição NucleadaMas, 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.

fluxo de calor crítico vs fluxo de calor local

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.

Curva de Ebulição - Modos de EbuliçãoUm 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.

Relação de potência crítica – Secagem

Ebulição do fluxo - secagemNos 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 película anular característica 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 névoa 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.

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Este artigo é baseado na tradução automática do artigo original em inglês. Para mais informações, consulte o artigo em inglês. Você pode nos ajudar. Se você deseja corrigir a tradução, envie-a para: [email protected] ou preencha o formulário de tradução on-line. Agradecemos sua ajuda, atualizaremos a tradução o mais rápido possível. Obrigado.