蒸汽发生器一级汽水分离器两相流动数值模拟_黄伟

核 动 力 工 程
Nuclear Power Engineering
第27卷 第1 期 2 0 0 6 年2月
V ol. 27. No.1 Feb. 2 0 0 6
文章编号：0258-0926(2006)01-0076-04
蒸汽发生器一级汽水分离器两相流动数值模拟
黄 伟，陈五星，张文其，王海松，何劲松
（中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术国家级重点实验室，成都，610041）
摘要：采用计算流体力学方法并采用非结构化网格和多块网格技术对流动区域进行了网格划分，用两相流模型对蒸汽发生器一级汽水分离器两相流动进行模拟，得到了汽-液两相流动细节，将出口蒸汽干度与蒸汽发生器热工水力专用计算程序计算结果进行比较，吻合良好。

关键词：蒸汽发生器；汽水分离器；两相流；计算流体力学(CFD)； 中图分类号：TL353+ . 13 文献标识码：A
1 引 言
蒸汽发生器一级汽水分离器的汽水分离效果
的好坏直接影响到蒸汽发生器的性能。

在以往的设计中，为了确定一级汽水分离器的最终性能，不得不进行大量的试验。

随着计算机科学技术的发展，数值计算方法越来越引起工程界的重视，计算流体力学(CFD)方法脱颖而出。

CFD 方法可以给出流体流动的细节，如全流场速度、压力分布、蒸汽湿度等，不仅可以预测流体设备的整体性能，而且很容易从流场分析中发现设计中存在的问题；据此提出的改进方案，只需重新计算一次就可以评估设计改进是否有效。

目前，国内外有关蒸汽发生器一级汽水分离器数值计算分析未见公开报道。

本文采用计算流体力学(CFD)方法对蒸汽发生器一级汽水分离器两相流动进行了数值模拟，将其结果与蒸汽发生器热工水力专用计算程序计算结果进行了比较，吻合良好。

该项研究为一级汽水分离器的设计提供了一种方法，为以后其它型式一级汽水分离器的方案设计、产品定型提供了可靠的依据。

2 计算模型及控制方程
2.1 计算模型
汽水混合物在一级汽水分离器中的流动为典型的汽、液两相流动，汽相的(体积)份额远大
于液相，故为连续相。

液相的(体积)份额较小，液相为扩散相，取一级汽水分离器流动区域为计算区域，计算模型的流体区域见图1，忽略流动过程中的传热。

两相流模型采用应力输运模型。

2.2 控制方程
(1)动量方程
[][{]}
a
Ma a a a a a a a a a a a a a )( )()(M S U U r p r U U r U r t
++∇+∇⋅∇+∇−=⋅∇+∂∂
T μρρ (1) 式中，r 为(体积)份额；U 为流速，m/s ；ρ为密度，kg/m 3；p 为压力，Pa ；S Ma 为体积力，Pa/m ；M a 为相间力，Pa/m ；下标：a 为指a 相。

上标：T 为U a 的逆矩阵。

图 1 一级汽水分离器计算模型
Fig. 1 Computation Model of Moisture Separator
收稿日期：2004-07-05；修回日期：2005-05-11
黄 伟等：蒸汽发生器一级汽水分离器两相流动数值模拟 77
(2)连续性方程
MSa a a a a a )()(S U r r t
=⋅∇+∂∂
ρρ (2) 式中，S MSa 为质量源项，kg/m 3・s 。

3 边界条件及物性参数
根据大亚湾核电站蒸汽发生器一级汽水分离器在热工设计流量、额定负荷下的有关参数 (表1)，确定了如下边界条件。

(1)入口边界条件：给定入口汽水混合物流量及(体积)份额。

(2)出口边界条件：给定出口相对压力。

(3)壁面边界条件：流速为0。

汽水混合物物性参数见表2。

表 1 汽水混合物流量及(体积)份额 Table 1 Mass Flow Rate and V oid Fraction for
Moisture Mixture
功率 百分 数/％
管束顶部蒸汽干度
液相 (体积) 份额
汽相 (体积) 份额
蒸汽流量 /kg ・s -1
水流量/kg ・s -1
100 0.3223 0.148 0.852 33.6040 70.6593
表 2 汽水混合物的物性参数
Table 2 Physical Properties for Moisture Mixture
功率百 分数/％
液相密度 /kg ・m -3
液相粘度 /Pa .s
汽相密度 /kg ・m -3 汽相粘度 /Pa ・s 100 741.45
9.156×10-5 36.080
1.899×10
-5
4 节点、单元划分
网格划分采用非结构化网格和分块网格技术，部分区域采用了网格局部加密。

将整个计算区域分为3块，分别为上升通道、下降通道、顶部。

分别进行网格划分，最后采用网格粘接技术将分块网格组合起来形成计算区域。

整个计算区域节点约为572277个，单元约为3097391个。

5 分析与比较
5.1 流动阻力
计算结果表明，进、出口压差为12452Pa ，一级汽水分离器的压降集中在叶片处，为8890Pa ，占进、出口压降的71％。

这是由于在叶片处流通面积较小，在此形成较大的局部阻力。

同时整个流动通道的摩擦阻力和加速压降所占份额较小。

5.2 速度分布
汽相速度分布如图2所示。

图2 汽相速度分布
Fig. 2 Velocity Distribution for Water Phase
5.2.1 周向速度 汽相流体流经叶片时，汽相流
体有强烈的旋转，并持续至整个下游通道。

局部区域的最大流速高于20m/s 。

对液相流体，速度分布与汽相速度分布类似，但局部区域的最大流 速高于10m/s 。

这是由于汽相和液相不同的密度 形成的。

对汽相和液相流体而言，通道周边的流速高于通道中心的流速(图2a)。

5.2.2 轴向速度 汽相流体流经叶片前，通道周边速度和通道中心流速相当。

当汽相流体流经叶片后，通道中心流速远低于通道周边的速度。

这反映了叶片对流动的阻力作用。

对液相流体，轴向速度分布与汽相速度分布类似(图2 b)。

5.3 汽相、液相(体积)份额分布
汽相(体积)份额等势图如图3a 所示。

沿整个上升通道，在通道中间，汽相(体积)份额大，沿壁面汽相(体积)份额小，即蒸汽集中在通道的中央位置，形成蒸汽柱。

从液相(体积)份额等势图(图3b)看出，在通道中间，液相(体积)份额小，沿壁面液相(体积)份额大，即液相水集中在通道的四周位置。

在一级汽水分离器顶部出口处蒸汽流量为21.816kg/s ，液相水流量为9.114kg/s ；蒸汽干度为0.705。

采用蒸汽发生器热工水力专用计算程序计算，一级汽水分离器顶部出口蒸汽干度为0.704。

计算偏差仅为＋0.14％。

5.4 汽液分层现象
为了说明汽液分层现象，沿高度方向上给出了叶片出口下游3个截面位置的汽相、液相(体积)份额分布(图4)。

左列为汽相(体积)份额等势图。

右列为液相(体积)份额等势图。

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图 3 汽-液相(体积)份额等势图
Fig. 3 Iso-potential Map for Steam and Water Phases
图 4 汽、液相(体积)份额分布
Fig. 4 V oid Fraction Distribution for Steam and
Water Phases
从图4看出，在叶片下游一定距离的位置，上升通道内的汽液两相分布均匀，出现明显的分层现象。

这是由于汽水混合物流经叶片后，导致汽水混合物产生旋转速度，一部分动量转变为旋转动量，另一部分动量转变为轴向上升的动量，密度较大的液相受离心力作用，在上升通道周围形成液相层，汽相集中在通道中央，形成蒸汽柱。

形成汽液分层后，便于在一级汽水分离器出口将周边的液相水分离出去，一级汽水分离器出口仅提取通道中央的蒸汽柱，达到汽液分离的目的。

6 对一级汽水分离器的设计改进建议
一级汽水分离器设计的最终目的之一是分离出尽可能多的出口蒸汽量，以减小蒸汽发生器的二次携带。

从图3a 发现，由于汽液分层现象，上升通道蒸汽柱的直径大于一级汽水分离器出口管径，在大亚湾核电站热工设计流量下，55/19蒸汽发生器的一级汽水分离器出口管径可以适当增加，使出口产生更大的蒸汽流量，以减少蒸汽的二次携带。

7 结束语
本文用CFD 方法成功地模拟了蒸汽发生器一级汽水分离器两相流动，其出口蒸汽干度与蒸汽发生器热工水力专用计算程序计算结果吻合良好，为以后蒸汽发生器一级汽水分离器的设计提供了依据。

用CFD 的方法模拟了一级汽水分离器中的汽、液分层现象，汽液两相流动阻力集中在叶片区域，在额定负荷下，占总流动阻力的71％。

参考文献：
[1] 蒸汽发生器编写组. 蒸汽发生器[M]. 北京：原子能出
版社，1982.
Numerical Simulation for Two-Phase Flow in First-Stage
Moisture Separator of Steam Generator
HUANG Wei ，CHEN Wu-xing ，ZHANG Wen-qi, WANG Hai-song, HE Jing-song
（National Key Laboratory of Reactor System Design Technology ，Nuclear Power Institute of China ，Chengdu 610041，China ）
Abstract ：This paper presents the numerical simulation for the two-phase flow in the moisture separator by using CFD method. Unstructured grid and multi-block grid are used for the computational region. The
黄伟等：蒸汽发生器一级汽水分离器两相流动数值模拟79 detail flow characteristics are shown. Outlet steam quality is compared with the calculation result by using CFD method and special computer code for the steam generator hydraulic calculation, and a good agreement is obtained.
Key words：Steam generator，Moisture separator，Two-Phase flow，Computational fluid dynamics
作者简介：
黄伟(1966—)，男，高级工程师。

1993年毕业于西安交通大学动力机械工程系，获硕士学位。

现从事蒸汽发生器热工水力设计及CFD分析。

陈五星(1973—)，男，工程师。

2000年毕业于海军工程大学，获学士学位。

现从事核动力工程管理工作。

张文其(1965—)，男，高级工程师。

1991年毕业于成都科技大学化工机械系，获硕士学位。

现从事反应堆系统及设备设计工作。

(责任编辑：张明军) (上接第8页)
for Standard and DUPIC CANDU Fuel Lattices Com- pared with the MCNP-4B Code [J]. Nuclear Technol- ogy，2000，132：128～151.
[5] Kozier K S. Assessment of CANDU Reactor Physics
Effects Using a Simplified Whole-Core MCNP Model
[C]. Proc. Int. Conf. New Frontiers of Nuclear Energy:
Reactor Physics, Safety, and High-Performance Com-
puting (PHYSOR 2002), Seoul, Korea, October 7-10, 2002.
[6] Donnelly J V. Description of the Resonance Treatment in
WIMS-AECL [R]. AECL-10550, Atomic Energy of Canada Limited (May 1993).
[7] Douglas S R. WIMS-AECL Release 2-5d Users Manual
[M]. COG-94-52(Rev. 4), AECL, 2000.
Comparative Study of WIMS-AECL and MCNP & MCBurn
MAN Xiao-yu，WANG Kan，YU Gang-lin
（Department of Engineering Physics，Tsinghua University，Beijing，100084，China）
Abstract：This work, using WIMS-AECL, MCNP-4B and MCBurn codes, has calculated the criticality and burnup problems of a series of benchmarks and advanced CANDU lattices, including all-uranium and thorium-based fuels. WIMS-AECL uses ENDF/B-V and ENDF/B-VI nuclear data library separately. Comparison manifests that for benchmark, both B-V and B-VI can lead to good results and B-V is better; for all-uranium fuel of ACR and thorium-based fuel of ACR, WIMS-AECL with B-V is a better choice.
Key words：WIMS-AECL code，ENDF/B-V library，ENDF/B-VI library，MCNP-4B code，MCBurn code，Advanced CANDU reactor，Thorium-based advanced nuclear energy system
作者简介：
满晓宇(1980—)，男，硕士研究生。

2002年毕业于清华大学环境科学与工程系，获学士学位。

现从事钍基先进核能系统的研究。

王侃(1965—)，男，副教授。

1993年毕业于西安交通大学反应堆工程与反应堆安全专业，获博士学位。

现从事核能科学与工程方向的科研和教学工作。

余刚林(1977—)，男，博士研究生。

2002年毕业于清华大学工程物理系核能科学与工程专业，获硕士学位。

现从事核能科学与工程方向的科研和教学工作。

(责任编辑：孙华平)。