竖直圆管外含空气蒸汽冷凝传热的实验研究

宿吉强，孙中宁，范广铭，侯晓凡

（哈尔滨工程大学 核安全与仿真技术国防重点学科实验室，黑龙江 哈尔滨 150001）

竖直圆管外含空气蒸汽冷凝传热的实验研究

宿吉强，孙中宁，范广铭，侯晓凡

（哈尔滨工程大学 核安全与仿真技术国防重点学科实验室，黑龙江 哈尔滨 150001）

通过对含空气蒸汽在竖直圆管外表面冷凝传热的实验研究，分析了空气质量分数、压力及过冷度对蒸汽冷凝换热的影响，给出了含空气蒸汽的冷凝传热过程中的实验关联式。结果表明：在空气质量分数及压力不变的条件下，壁面过冷度对冷凝传热系数的影响高于纯蒸汽冷凝过程中的Nusselt层流解；所得到的实验关联式具有更广的适用范围，且其与实验值的误差在±10%以内。

含空气蒸汽；冷凝传热系数；壁面过冷度

新型的三代、四代反应堆中采用的非能动安全壳冷却系统是依靠含空气蒸汽在凝结壁面上的冷凝导出安全壳内热量的。空气的存在增加了冷凝传热过程中的传热传质阻力，对蒸汽的传热有着至关重要的影响［1］。含空气蒸汽的冷凝同时受到壁面过冷度、压力和空气质量分数等诸多参数的影响，这增加了研究的难度［2-5］。为考察各参数对冷凝传热的影响，并得到在更大参数范围内适用的实验关联式，本文在压力为0.2～0.7MPa、空气质量分数为10%～95%、壁面过冷度为27～67℃的条件下，对蒸汽在竖直圆管外壁面的自然对流冷凝过程进行实验研究。

1 实验系统与实验方法

1.1 实验系统

实验系统如图1所示，外径38mm、壁厚2mm的光滑不锈钢实验管位于直径为565mm的圆柱形换热器的中心位置，实验管裸露在换热器内的长度为2m，剩余管段被隔热层包裹。换热器外壁同样包裹有隔热材料，用以降低换热器对环境的散热。为保证实验过程导入的蒸汽在换热器内混合均匀，在换热器蒸汽入口处设置两层均气孔板。

图1 实验系统示意图Fig.1 Scheme of experiment system

换热器内的压力通过精度等级为0.075的压力传感器进行测量。换热器内的温度测量采用精度为0.1%的镍铬-镍硅热电偶，壁面上的测温热电偶垂直点焊在实验管段的9个截面上，9个截面沿管轴向均匀分布。每一截面的壁面对称安装2对热电偶，同时在每一截面上均装有1对热电偶测量换热器内的主流混合气体温度，主流温度测点距实验管外壁面80mm。实验段入口和出口处各安装1套精度为0.5%的铠装式铜-康铜热电偶，测量冷却水进、出口温度。温度及压力传感器数据用NI数据采集系统检测，输入计算机处理。

实验过程中冷却水入口温度在30℃左右，通过控制流量，使冷却水进、出口温升控制在5～8℃的范围内，降低实验管内侧温度分布不均对管外冷凝的影响。气侧主流温度的测量采用各测点取平均的方法，实验中各主流测点的最大温差在3℃以内［5］时，认为各组分气体混合均匀。为消除动态冷凝的影响，实验中各组数据均在调节组分并稳定100s后进行采集，每组数据采样时间为10s，通过多次采集在各参数趋于稳定后进行最终的数据记录。

1.2 实验方法

文献［5］认为实验中换热器内部的含空气蒸汽为饱和状态，且将空气及蒸汽均视作理想气体，由理想气体状态方程可对不同空气含量下的蒸汽温度进行计算。忽略换热器对环境的散热，则换热器内气体冷凝放出的热量等于管侧冷却水吸收的热量，在计算冷凝传热系数h时有：

式中：M为冷却水的质量流量；h2、h1分别为冷却水出口及入口的焓；A为实验管的外表面积；tb、tw分别为换热器内混合气体的主流温度及实验管的外壁面温度。

2 实验结果分析

2.1 壁面过冷度的影响

冷凝过程中，压力及空气含量会对壁面过冷度产生较大的影响，在这两个参数变化的条件下无法准确考察壁面过冷度对h的单一影响。为此，实验在管外压力p＝0.5MPa、空气质量分数Wa＝25%和60%的条件下，通过调节管内冷却水流量，改变冷凝换热量，对壁面过冷度进行研究。

采用多元线性回归得到的Liu关联式认为壁面过冷度同h正相关，而从实验结果（图2）中可看出，壁面过冷度的增加对h的影响是负面的，与Dehbi关联式的趋势相近。参考文献［5］的观点，认为壁面过冷度对h的影响呈指数规律，结合压力及空气质量分数的影响，有：

图2 壁面过冷度对冷凝传热系数的影响Fig.2 Effect of wall subcooling on condensation heat transfer coefficient

式中：α为过冷度的指数项；F（Wa，p）为Wa及p的函数。

通过对壁面过冷度的指数项进行线性回归，可得到α为-0.6。在得到α的条件下，由实验参数计算得到F（Wa，p），同实验数据拟合值的相对偏差在±5%以内，如图3所示。

图3 过冷度影响修正后的F（Wa，p）Fig.3 F（Wa，p）based on revised subcooling

实验中得到α为-0.6，Nusselt［6］纯蒸汽冷凝的层流解中过冷度的指数为-0.25，这一方面说明了含空气蒸汽冷凝过程中壁面过冷度的增加会使h降低，不利于高效换热；另一方面也说明了相对于纯蒸汽的冷凝过程，空气的存在，使h受壁面过冷度的影响更加明显。

2.2 压力及空气含量的影响

在压力、空气质量分数变化的条件下，对蒸汽的冷凝传热过程进行了实验研究，结果示于图4。由图4可看出：固定压力条件下，h随空气质量分数的增加而降低，且随空气含量的增加，h降低的速度下降；相同空气质量分数条件下，h随压力的增加而增大，在空气含量较高的条件下，压力影响同样减弱。

图4 空气质量分数与冷凝传热系数的关系曲线Fig.4 Air mass fraction vs.condensation heat transfer coefficient

根据压力及空气质量分数对实验结果的影响，可拟合出F（Wa，p）的变化曲线，如图5所示。进一步结合对过冷度影响的分析，可得到h随壁面过冷度、空气质量分数及压力变化的实验关联式：

图5 F（Wa，P）与空气质量分数的关系曲线Fig.5 F（Wa，P）vs.air mass fraction

适用范围为：0.20≤Wa≤0.80；0.2MPa≤ p≤0.7MPa；27℃≤tb-tw≤67℃。

由实验数据计算得到的F（Wa，p）与关联式的计算结果的对比显示，关联式的误差范围为±10%，如图6所示。

图6 实验关联式与实验数据的对比Fig.6 Comparison of correlation and experimental data

2.3 对比分析与评价

为进一步考察实验关联式的适用性，将数据及关联式与其他关联式进行了对比。需说明的是，Dehbi的关联式为了与平板参数对比而乘以0.8的修正系数，本实验管径参数与Dehbi的相同，为在圆管条件下与其对比，将其关联式的计算结果转换为圆管下的值。而Uchida的关联式过于保守，参考文献［4］的意见，将其乘以2.2的修正系数。图7示出在不同压力下实验数据与各关联式的对比。

图7 不同压力条件下实验数据与各关联式的对比Fig.7 Comparison of experimental data and different correlations

Uchida关联式的计算结果虽与实验结果的趋势一致，但其不能显示压力及壁面过冷度对h的影响，对于压力变化大的冷凝工况，Uchida的预测结果会产生较大偏差。

在较小过冷度范围内通过多元线性回归得到的Liu关联式的预测结果明显高于实验数据，而除壁面过冷度之外，本文的实验范围可涵盖其工况，这一方面说明壁面过冷度对冷凝传热系数影响的重要性，另一方面也说明Liu关联式在超出其适用范围的扩展性较差。

Dehbi关联式在其适用范围内的预测结果与实验数据较为接近，在不考虑过冷度影响的前提下，仅在0.7MPa压力下其预测值偏小，其参数范围具有较好的扩展性。

本实验得到的实验关联式由于是在对过冷度进行单独实验的基础上得到的，且参考了更大范围内的数据，使其在各参数的范围内均具有很好的适用性。

3 结论

1）含空气蒸汽冷凝过程中，受液膜及空气层的影响，壁面过冷度对h的影响大于Nusselt纯蒸汽冷凝的层流解。2）实验范围内，固定压力条件下，h随空气质量分数的增加而降低，且随空气含量的增加，h降低的速度下降；相同空气质量分数条件下，h随压力的增加而增大，在空气含量较高的条件下，压力影响同样减弱。3）在分析各参数的基础上，对实验数据进行了拟合，得到了h与壁面过冷度、空气质量分数及压力变化的实验关联式，误差范围小于±10%。4）与其他关联式相比，本文所得到的实验关联式具有更大的适用范围，且能更好地反映过冷度的变化对h的影响。

［1］ ROSA J C.Review on condensation on the containment structures［J］.Progress in Nuclear Energy，2009，51（1）：32-66.

［2］ UCHIDA H，OYAMA A，TOGO Y.Evaluation of post-incident cooling systems of light-water power reactors［C］∥Proceedings of International Conference on Peaceful Uses of Atomic Energy.［S.l.］：［s.n.］，1965：93-102.

［3］ TAGAMI T.Interim report on safety assessments and facilities establishment project［R］.Japan：Atomic Energy Research Agency，1965.

［4］ LIU H，TODREAS N E，DRISCOLL M J.An experimental investigation of a passive cooling unit for nuclear plant containment［J］.Nucl Eng Des，2000，199（3）：243-255.

［5］ DEHBI A A.Analytical and experimental investigation of the effects of non-condensable gases on steam condensation under turbulent natural convection conditions［D］.［S.l.］：［s.n.］，1990.

［6］ NUSSELT W.De oberflachenkondensation des waserdampfes［M］.Frankfurt：VDI，1916：541-546，569-575.

Experimental Study on Condensation of Steam With Air on Outer Wall of Vertical Pipe

SU Ji-qiang，SUN Zhong-ning，FAN Guang-ming，HOU Xiao-fan
（National Key Discipline Laboratory of Nuclear Safety and Simulation Technology，Harbin Engineering University，Harbin150001，China）

By carrying out experimental study on the condensation of steam with air on the outer wall of a vertical pipe，the effects of mass fraction of air，pressure and subcooling on steam condensation were analyzed，and the empirical correlations of condensation heat transfer of steam with the air were given.The results show that under the same air mass fraction and pressure conditions，the effect of wall subcooling on condensation heat transfer coefficient is greater than that of the pure steam condensation given by Nusselt laminar solution.The empirical correlation obtained is suitable for a wider application region and the correlation error associated with the experimental value is within±10%.

steam with air；condensation heat transfer coefficient；wall subcooling

TL332

A

1000-6931（2014）02-0263-04

10.7538／yzk.2014.48.02.0263

2012-11-07；

2012-12-12

宿吉强（1987—），男，山东烟台人，博士研究生，从事反应堆热工水力研究