O que é ebulição por fluxo – ebulição por convecção forçada – Definição

Ebulição por fluxo – fervura por convecção forçada

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 de duas fases 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 .

• No caso de vapor e água líquida, a densidade das duas fases difere por um fator de cerca de 1000 . Portanto, a influência da força do corpo gravitacional nos fluxos multifásicos é de muito maior importância do que no caso dos fluxos monofásicos.
• A velocidade do som muda drasticamente para materiais submetidos a mudanças de fase e pode ter ordens de magnitude diferentes. Isso influencia significativamente um fluxo através de um orifício .
• A concentração relativa de diferentes fases é geralmente um parâmetro dependente de grande importância nos fluxos multifásicos, enquanto é um parâmetro sem conseqüência nos fluxos monofásicos.
• A mudança de fase significa que as quedas de pressão induzidas pelo fluxo podem causar alterações de fase adicionais (por exemplo, a água pode evaporar através de um orifício), aumentando o volume relativo do meio gasoso, compressível e aumentando as velocidades de efluxo, diferentemente do fluxo incompressível monofásico, em que a diminuição de um orifício diminuiria a velocidade do efluxo.
• A distribuição espacial das várias fases no canal de fluxo afeta fortemente o comportamento do fluxo.
• Existem muitos tipos de instabilidades no fluxo multifásico.

Ebulição do fluxo – canal vertical

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

Nos BWRs, há um fenômeno que é da maior importância na segurança do reator . Esse fenômeno é conhecido como “seca” e está diretamente associado a alterações no padrão de fluxo durante a evaporação. Normalmente, a superfície do combustível é efetivamente resfriada com líquido de ebulição 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 de um aumento drástico da temperatura da superfície do combustível. Na região de alta qualidade, a crise ocorre com um fluxo de calor menor. Como a velocidade de 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 maiores 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. As correlações usadas para determinar os coeficientes de transferência de calor no fluxo bifásico são descritas abaixo.

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

Convecção Forçada Monofásica – Correlação de Transferência de Calor

Para  um fluxo turbulento totalmente desenvolvido (hidrodinamicamente e termicamente)  em um tubo circular liso, o número local de  Nusselt  pode ser obtido a partir da conhecida  equação de Dittus-Boelter . A  equação Dittus® Boelter  é fácil de resolver, mas é menos precisa quando existe uma grande diferença de temperatura no  fluido  e é menos precisa para tubos ásperos (muitas aplicações comerciais), pois é adaptada para tubos lisos.

A  correlação de Dittus-Boelter  pode ser usada para diferenças de temperatura pequenas a moderadas, T _wall  – T _avg , com todas as propriedades avaliadas a uma temperatura _média T _avg .

Para fluxos caracterizados por grandes variações de propriedades, as correções (por exemplo, um fator de correção de viscosidade  μ / μ de _parede ) devem ser levadas em consideração, por exemplo, como recomendam Sieder e Tate .

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:

Correlação de Thom

A correlação de Thom é para a ebulição do fluxo (sub-resfriado ou saturado a pressões de até cerca de 20 MPa) sob condições em que a contribuição da ebulição nucleada predomina sobre a convecção forçada. Essa correlação é útil para a estimativa aproximada da diferença de temperatura esperada, dado o fluxo de calor:

Correlação de Chen

Em 1963, Chen propôs a primeira correlação de ebulição do fluxo para a evaporação em tubos verticais, a fim de obter amplo uso. A correlação de Chen inclui os coeficientes de transferência de calor devido à ebulição dos nucleados , bem como os mecanismos convectivos forçados. Deve-se notar que, em frações de vapor mais altas, o coeficiente de transferência de calor varia fortemente com a vazão. A velocidade do fluxo em um núcleo pode ser muito alta, causando turbulências muito altas. Esse mecanismo de transferência de calor foi referido como “evaporação forçada por convecção”. Nenhum critério adequado foi estabelecido para determinar a transição da ebulição nucleada para a vaporização por convecção forçada. No entanto, Chen desenvolveu uma correlação única válida para a ebulição nucleada e a vaporização por convecção forçada, para condições de ebulição saturada e estendida para incluir a ebulição sub-resfriada por outros. Chen propôs uma correlação em que o coeficiente de transferência de calor é a soma de um componente de convecção forçada e uma ebulição nucleadacomponente. Deve-se observar que a correlação de ebulição de nucleados de Forster e Zuber (1955) é usada para calcular o coeficiente de transferência de calor em ebulição de nucleados, h _FZ e a correlação de fluxo turbulento de Dittus-Boelter (1930) é usada para calcular a fase líquida coeficiente de transferência de calor por convecção, h _l .

O fator de supressão de ebulição dos nucleados, S, é a razão entre o superaquecimento efetivo e o superaquecimento da parede. É responsável pela diminuição da transferência de calor em ebulição porque o superaquecimento efetivo na camada limite é menor que o superaquecimento com base na temperatura da parede. O multiplicador bifásico, F, é uma função do parâmetro Martinelli χ _tt .

Crise de ebulição – 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.

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 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.

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.

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).

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.