窄缝环形通道内饱和沸腾的实验研究

核 动 力 工 程

Nuclear Power Engineering

第24卷　第6 期(增刊)

2 0 0 3年12月

V ol. 24. No. 6S2 Dec. 2 0 0 3

文章编号：0258-0926(2003)06S2-0088-05

窄缝环形通道内饱和沸腾的实验研究

张 弛1，吴埃敏1，苏光辉1，彭常宏1，秋穗正1，

褚 俊1，贾斗南1，聂常华2

（1. 西安交通大学核能与热能工程系，710049；2.中国核动力研究设计院，成都，610041）

摘要：对间隙为1.5mm 的同心环形通道内流动换热的饱和沸腾进行了实验与理论研究。实验通过电加热内外不锈钢管道来控制改变热流密度，工质为去离子水。文中以加热当量直径作为研究窄缝环形通道的定性尺寸。实验结果表明，在间隙为1.5mm 的同心垂直环形窄缝通道中的饱和沸腾，与常规尺寸圆管换热相比，起到了强化作用。通过对实验数据的总结，得出了中压、低流量情况下的沸腾换热系数的经验计算公式。

关键词：垂直环形通道；饱和沸腾；加热当量直径 中图分类号：TK124 文献标识码：A

1 前 言

同心环形通道内流动具有结构紧凑而高效传热的特点，在动力、造船、航天等行业应用越来越广泛。在进行同心环形通道的直流蒸汽发生器的设计中，其饱和沸腾换热系数是很重要的参数，需要对其深入研究。近30年来，国内外众多学者针对常规尺寸通道总结了许多的饱和沸腾换热的经验公式，如早期的Chen 氏公式、Jens-lottes 公式，较近期的Lazarek & Black 公式、Kandlikar 公式、Liu & Winterton 公式、Tran et al.公式、Shah 公式[1～

6]等。但关于间隙为1.5mm 的同心环形通道内流动换热的饱和沸腾研究报道很少。

本文以加热当量直径作为研究窄缝环形通道的定性尺寸，进行了环形通道内饱和沸腾流动换热的实验研究，并将实验数据同国内外常用的常规尺寸的多个经验公式进行了比较。以加热当量直径为通道的定性尺寸，结合环形通道单相对流换热的公式，给出了在中压、小流量情况下的窄缝环形通道内饱和沸腾换热系数计算关系式。对饱和沸腾换热机理进行了探讨。

2 实验装置

实验在西安交通大学核能与热能工程系高压热工水力实验回路上进行(图1)。试验段由内外径

　

图1 实验装置示意图

Fig. 1 Sketch Map of Experiment Equipment

1——主泵；2——稳压器；3——蛇型预热器；4——流量计；5——电加热预热器；6——U 型预热器；7——压力传感器；8——实验段；9，10——压差变送器；11——冷却

器；12——一次侧进水系统；13——稳压器进水系统； 14——环形通道

分别为φ7×1mm 、φ14×2mm 的圆管组成，形成具有1.5mm 间隙的同心狭缝通道(图2)。

3 实验步骤

实验参数见表1。实验中，在压力、流量确定的情况下，通过改变预热段功率及内外管热流密度，使实验段中出现饱和沸腾工况，记录壁温、压力、流量、液体温度、保温层温度在内的大量数据；然后再改变实验的压力、流量，重复进行

收稿日期：2003-09-02；修回日期：2003-12-02

基金项目：获中国核动力研究设计院空泡物理和自然循环国防重点实验室的资助

张 弛等：窄缝环形通道内饱和沸腾的实验研究

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图2 实验段简图

Fig. 2 Sketch Map of Experiment Section 实验，得到了大量的数据。

4 数据处理分析

基本的数据处理方法请参见文献[1]。 本实验有3种不同加热方式：双面加热、外管单面加热和内管单面加热。在数据处理时采用加热当量直径D heat 组合Re 数、Nu 数等

heat

heat 4U A

D = (1)

式中，A 为通道流通面积，m 2；U heat 为通道加热周长，m ；

5 实验数据和常用经验公式的比较

实验中，将数据初步处理成

h 实验＝k ×h 公式

的简单形式，并比较文献[1～7]的经验公式计算的换热系数与实验换热系数的误差。式中，k 为强化系数。

数据处理结果见图3和表2，其相对误差为

∑

=

?实验

实验计算－h h h N 1

(2) 式中，N 为实验数据的个数。

对于常规圆管流动沸腾换热系数的关系式，

a 与Chen 式计算结果的比较

b 与Jens 式计算结果的比较

图 3 各常用公式计算换热系数与实验值的比较图 Fig. 3 Comparison between Calculated Heat Transfer

Coefficient and Experimental Data

表2 实验数据与经验公式计算值的比较 Table 2 Comparison between Calculated Results

from Equations and Experimental Data

常用经验公式 通道形式 强化系数 相对误差/％ Chen 圆管 0.4771 181.8

Jens-Lottes 圆管 1.9206 50.10 Lazarek 圆管 0.8768 23.74 Kandlikar 圆管、环管 1.012 26.63 Liu &Winterton 圆管、环管 0.9276 32.15 Tran et al. 圆管 0.5193 97.87 Shah

圆管、环管

1.0902

29.50

表1 实验参数范围

Table 1 Range of Experimental Parameters

参 数 范 围 p / MPa 0.84～6.01 w / kg·s -1 0.002194～0.005067

q i / kW·m -2

7.213～35.17 q o / kW·m -2 7.432～114.41 Re 1487.4～5970.1 x

0.0021～0.6834

核 动 力 工 程 V ol. 24. No. 6S2. 2003

90常用的是Chen 氏公式。 但国内外众多学者认为

其有一定的局限性[4，

7]，精度与要求有一定差距。Chen 氏公式适用于直径2.95～25.4mm 的圆管和间隙大于6.5mm 的环管。通过本实验数据的研究比较，也发现Chen 氏公式高估了两相流动沸腾的核态沸腾项，导致公式计算值与实验数据偏差较大(181.8％)。

与Jens-Lottes 公式相比较，实验数据表明强化系数为1.92，即环形通道的饱和流动沸腾系数是普通圆管的换热的1.92倍，达到了强化的效果。

通过与几个常用的经验关系式的比较发现，窄缝环形通道内饱和沸腾换热和常规通道换热有一定的差距，且各个公式之间也各不相同，可能是由于各公式所适用的参数范围、实验工质等条件的不同而造成的。通过这一节的比较，表明窄缝环形通道的换热计算关系式需要重新拟合，以便于工程分析、应用。

6 本实验所得的计算关系式

本文以下面公式作为本实验饱和沸腾的换热计算式

5.02pool 2lo tp ))()((h S h F h ?+?= (3) ()

35

.0g f f )1/(1??+=ρρr P x F (4)

()1

16.01.0055.01???+=e R F S (5)

式中，tp h 为饱和流动沸腾换热系数；F 为强化因子；lo h 为全液相单相换热系数公式；S 为压缩因子；pool h 为Cooper 池态沸腾换热公式[8]；x 为含汽量；Pr 为普朗特数；ρf 为饱和状态下液相的密度，kg/m 3；ρg 为饱和状态下汽相的密度,kg/m 3。

在研究饱和流动沸腾中，需要用到单相液体的对流传热，它的适用性和准确性直接影响到饱和流动沸腾的计算。对于常规尺寸的管道换热，国内外一般使用Dittus -Beolter 公式。但在本实验中，使用此公式进行数据处理的结果表明，误差较大(32.15％，图4)。

在进行本实验研究的同时，还进行了单相换热的实验，得出环形窄通道内单相对流换热的关系式[7]

4.08.0l 01398.0Pr Re h ?= (6)

式中，h l ，单相换热系数。

将其带入式(3)，得出本实验的环形窄通道内饱和流动沸腾换热系数的经验关系式，实验数据和公式的相对误差为11.58％(图 5)。

本实验除了拟合计算关系式外，还对饱和沸腾换热的机理作了探讨。在实验压力为3.506MPa 、流量为14.76kg/h 、外管单面加热热流密度分别为15.22、57.9、93.13 kW/m 2的情况下，专门研究了换热系数随含汽量的变化而变化的规律(图6)。实验中，用改变预热段加热量的方式改变通道中某一点的含气量，观察饱和沸腾换热系数的变化(不考虑压力、流量、热流密度的变化)。结果表明，在较低的热流密度下，两相换热系数随含气量增大而基本上保持恒定；而在较高热流密度下，两相换热系数随含气量增大而基本上保持恒定或略微增大。同时可以看出，在相同压力、质量流量、含汽率的条件下，换热系数随热流密度的变化而变化很大，而含汽率的影响不大。这和Lazarek & Black [3]的结论一致，也说明了在本

图4 式(3)计算值和实验值的比较

Fig. 4 Comparison between Calculated Results From Equation(3) and Experimental Data

Based on Dittus-Beolter

图5 新公式计算换热系数与实验值的比较 Fig. 5 Comparison between Calculated Results from New Equations and Experimental

Data

张 弛等：窄缝环形通道内饱和沸腾的实验研究

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图6 固定参数下换热系数随含汽量的变化图 Fig. 6 Variety of Heat Transfer Coefficient with Vapor on Fixed Circumstances

实验范围内，核态沸腾是居于主导地位的传热方式，热流密度是决定其换热系数的最重要参数。

相似的结果也由其他学者的研究得出[9，

10]。今后可以进一步在更多的压力、流量范围内，提高实验精度并进行验证。

7 结 论

本实验对 1.5mm 间隙的环形窄缝通道中饱和流动沸腾传热进行了研究，证明其比常规圆管起到了强化作用。根据其加热方式的特殊性，选用了加热当量直径作为窄通道研究的定性尺寸，同时还应用了在本实验回路上得出的单相对流换热的关系式，总结得出了适合于本实验的饱和流动沸腾换热系数计算关系式。对换热机理的研究表明，在本实验范围内，在窄缝环形通道内的饱和沸腾，核态沸腾是居于主导地位的传热方式。

参加本实验的还有穆全厚、李新民、李浩、吴鸽平、严明宇、田文喜、王甲强、郭赟等同志，在此向他们表示衷心的感谢。

参考文献：

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rated Fluids in Convective Flow[J]. I&EC Process De- sign & Development. 1966, 5: 322～328.

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Pressure Drop and Critical Heat Flux in a Small V ertical Tube with R-113 [J]. International Journal of Heat and Mass Transfer, 1982, 25: 945～960.

[3] Kandlikar S G. A General Correlation for Saturated Two-

phase Flow Boiling Heat Transfer Inside Horizontal and V ertical Tubes [J]. Journal of Heat Transfer, 1990, 112: 219～228.

[4] Liu Z ，Winterton R H S. A General Correlation for

Saturated and Subcooled Boiling in Tubes and Annuli, Based on a Nucleate Pool Boiling Equation[J]. Interna- tional Journal of Heat and Mass Transfer, 1991, 34: 2759～2766.

[5] Tran T N ，Wambsganss M W ，Chyu M C ，et al. A

Correlation for Nucleate Flow Boiling in Small Chan nels[C]. in: R.K.Shah https://www.360docs.net/doc/b12091358.html,pact Heat Exchangers for the Process Industries ，Begell House ，New York ，1997， 353～363.

[6] Gungor K E, Winterton R H S. Simplified General Cor-

relation for Saturated Flow Boiling and Comparisons of Correlations with Data[J]. Chem Eng Res Des. 1987, 365: 148～165.

[7] 张 弛. 环形窄通道内单相、两相换热特性及过冷沸

腾起始点的实验研究[D]. 西安交通大学硕士学位论 文，2003.

[8] Cooper, M.G.. Saturated Nucleate Pool Boiling, 1st U. K.

National Conference on Heat Transfer[R], Industrial and Chemical Engineering Symposium Series, 1984, 2(86): 785～793.

[9] Dittus F W , Boelter L M K. Univ Calif Pubs Eng, 2,

4431930.

[10] Purcupile J C ，Riedle K ，Schmidt F K. Experimental

Investigation Boiling Heat Transfer in Evaporator Tubes-Vertical Flow[C]. AIChE Preprint 18, 14th Na- tional Heat Transfer Conference, August 5～8, 1973.

Experimental Study of the Saturated Boiling Heat Transfer

in Vertical Narrow Annular Gap

ZHANG Chi 1，Aye Myint 1，SU Guang-hui 1，PENG Chang-hong 1， QIU Sui-zheng 1，CHU Jun 1，JIA Dou-nan 1，NIE Chang-hua 2

（1. Xi’an Jiaotong University ，710049，China ；2. National key Laboratory of Bubble Physics & Natural Circulation ，

Nuclear Power Institute of China ，Chengdu ，60041，China ）

Abstract ：In this paper, the saturated boiling heat transfer in an annular gap (δ=1.5mm) has been experimentally and theoretically studied .The distilled water is heated by electricity. It is indicated that the satu-

(下转第96页)

核动力工程　V ol. 24. No. 6S2. 2003 96

Abstract: Experiments were conducted to study the single-phase forced convection heat transfer and flow in vertical 1.5mm annuli. The test section can be simultaneously heated from inner and outer tubes by electricity. Based on these data, the Nu number and the friction factor correlations were obtained. A comparative analysis on heat transfer between bilateral and unilateral heating was carried out. At last, the analogy of momentum and heat transfer was carried out.

Key words：Narrow annuli；Single-phase heat transfer；Single-phase pressure drop

作者简介：

彭常宏(1978—)，男。1999年毕业于西安交通大学核能工程系，获学士学位。在读博士，从事反应堆热工水力研究。

吴埃敏(1960—)，男。西安交通大学核热能系在读博士生。从事反应堆热工水力研究。

郭赟(1979—)，男，2002年毕业于西安交通大学核热能系，获学士学位。在读硕士，从事反应堆热工水力研究。

(责任编辑：孙华平) (上接第87页)

Review of Correlation FC-2000 for Critical Heat Flux Calculation CHAI Guo-han，WANG Xiao-hai，CHEN Zhao-lin，TAO Shu-sheng

（Nuclear Safety Center，State Environment Protection Administration，Beijing，100088，China）Abstract：The review process of critical heat flux calculation correlation FC-2000, the main review issues and opinions are introduced, and the restrictions to the application of FC-2000 are given.

Key words：Critical heat flux；Calculation correlation；FC-2000；Review

作者简介：

柴国旱(1967—)，男，高级工程师。1991年毕业于清华大学反应堆工程及反应堆安全专业，获硕士学位。现从事反应堆系统及事故分析方面的安全审评和研究工作。

王小海(1966—)，男，工程师。1989年毕业于清华大学工程力学系工程热物理专业。现从事系统与事故分析。

陈召林(1966—)，女，工程师。1989年毕业于厦门大学半导体专业。现从事系统与事故分析。

(责任编辑：孙华平) (上接第91页)

rated boiling heat transfer in vertical annular gap is stronger than that in circular tubes founded on the heated equivalent diameter. Based on experimental data, a new correlation is proposed for this special saturated boiling heat transfer in the special heated annular gap.

Key words：V ertical annular gap；Saturated boiling heat transfer；Heated equivalent diameter

作者简介：

张弛(1978—)，男，2003年毕业于西安交通大学核能科学与工程获硕士学位。现从事核安全审评与监督工作。

吴埃敏(1960—)，男，西安交通大学核能科学与工程系博士研究生。

苏光辉(1966—)，男，教授。1997年毕业于西安交通大学核能科学与工程专业，获博士学位。现从事反应堆热工水力和安全的教学与科研工作。

(责任编辑：孙华平)