方家山核电厂主泵轴密封水系统运行分析

应用ANDRITZ冷却剂泵轴密封系统功能性试验中所得到的运行数据,分析轴封注入水密封的风险,主泵阀门状态改变对主泵运行的影响,主泵轴密封系统各级参数的变化对主泵启动及运行的影响。结果表明,轴封注入水密封存在一定的运行风险;主系统压力对轴密封注入水的高、低压泄漏流量影响不大;主系统的压力值应高于2.75 MPa时,主泵启动才是安全的。     

压水堆核电厂事故工况下最大上充流量的数值研究

使用计算流体软件Flowmaster 7.5模拟了某压水堆核电站的化学和容积控制系统(RCV)以及安全注入系统(RIS)。通过将正常工况下的模拟计算结果与设计参考值进行对比,验证了模型的可靠性。使用该模型预测了发生蒸汽发生器传热管破裂事故(SGTR)后安全注入模式转为上充模式时最大上充流量与一回路压力的关系,并定量比较了采用不同数量的低压安注泵为上充泵增压时最大上充流量和相应主泵密封注入流量与一回路压力的关系。     

主泵惰转特性分析与设计方法研究

考虑主回路流体惯性和主泵转动惯量的综合作用,对主泵惰转瞬态的转速、流量计算方法进行研究。经验证,相比忽略回路影响的传统方法,考虑回路流体惯性影响后得到的计算惰转流量更接近试验测量数据。在惰转转速和流量计算方法研究基础上,提出了考虑回路流体惯性影响的惰转特性设计方法,可在不影响核安全前提下适当增加主泵转动惯量设计的灵活度。采用扣除电气损耗的机组效率作为输入参数,本文使用的惰转计算与设计方法也适用于无轴封主泵。     

离心式上充泵小流量工况转换瞬态流动特性

为研究核电站离心式上充泵由上充工况向小流量工况转换运行过程中的瞬态流动特性,基于RANS方程和RNG k-ε湍流模型,采用商业软件CFX对其进行定常数值模拟,并通过试验验证了数值计算方法的正确性。在此基础上,继续对该瞬态过程进行数值计算,得到上充泵内部流动瞬态压力及速度的变化规律。结果表明：在由上充工况向小流量工况转变过渡过程中,叶轮、导叶、出口涡壳的流道内压力有不同程度的上升趋势;在瞬态转变过程中,随着流量的减小,上充泵内部漩涡范围增大,流动形式也愈来愈差,导致压力和速度波动幅值增大;由于动静干涉影响,叶轮与导叶交界面附近监测点的压力和速度波动程度高于其他监测点的波动程度,双蜗壳流道内圈的波动高于外圈的波动。     

反应堆冷却剂泵惯量设计影响因素研究

主泵惯量设计应考虑主泵本身和回路特性的综合影响。本文建立了基于四象限特性的主泵惰转数值计算模型,评估主泵本身和回路特性对主泵惰转的影响。结果表明,转动惯量、摩擦损失等主泵因素,沿程阻力、局部阻力等回路因素均影响主泵惰转流量特性,但惰转转速下降主要与主泵本身因素相关,与回路因素关系不大。采用初始动能比ε表征主泵惯性和回路流体惯性的综合影响,流量下降相对转速下降的滞后程度与ε线性相关。对于ε较大的回路,应充分考虑惰转流量的滞后影响,避免主泵转动惯量设计采用过大的裕量,造成机组效率下降和设计难度提高。     

ARR—2重水回路调试中总流量和各运行支路流量的确定

阿尔及利亚ＡＲＲ－２重水回路，并符合设计要求，各支路流量分配均匀。流量确定分两步进行：在重水回路短接后充轻水调试中先确定泵出口阻力件，解决各支路流量分配均匀问题。     

模块式小型堆化学和容积控制系统的仿真分析

本文采用Flowmaster软件,针对多用途模块式小型堆(ACP100)的化学和容积控制系统(RCV系统)开展仿真分析,建立了系统主要设备(包括上充泵、净化泵、换热器、硼酸贮存箱、过滤器、离子交换器、孔板、阀门等)的物理模型,分析了RCV系统在不同运行工况下各个回路及各个节点处的流量、压力、温度、流动损失等稳态和瞬态特性,为系统的设计与分析提供理论依据。     

钠冷快堆中间回路建模仿真及流量控制研究

针对钠冷快堆中间回路泵、管道、换热器等,采用Matlab/Simulink软件建立了一种仿真模型,对回路的流量和管道换热进行了计算。根据相似理论、泵水力特性曲线及回路压力损失等计算流量。编制了SFAC V1.0程序,该程序的计算结果与实验值符合较好,最大相对误差为5%。将管道划分为不同节段,在各节段上建立能量守恒微分方程组,从而建立了管道换热计算的模型。同时,对钠流量的控制方式进行了设计和改进,对控制参数进行了整定,并对流量需求进行了计算。计算结果表明,该控制方式的控制品质较高。     

CAP1400核主泵导叶和叶轮匹配数研究

为研究导叶和叶轮之间匹配对核主泵性能的影响及作用在叶轮上的径向力分布情况,采用CFD技术对不同方案下的核主泵进行非定常数值模拟,并进行试验验证。研究结果表明：核主泵扬程和效率的计算曲线与试验曲线基本吻合,效率相对误差在2.5%左右,扬程相对误差在4%左右;叶轮叶片数和导叶叶片数对核主泵性能影响较大,对其进行合理匹配能有效地提高泵性能;叶轮和导叶的不同匹配使叶轮径向力分布规律具有很大差别,作用在叶轮上的径向力呈周期波动,脉动频率以叶轮通过导叶频率为主;小流量工况下,随着流量的减小,叶轮的径向力及其脉动幅值增大,而变化速率减小;大流量工况下,随着流量的增加,叶轮的径向力及其脉动幅值增大。     

主泵密封流量分配对化学和容积控制系统设计的影响分析

讨论了压水堆核电厂冷却剂泵密封流量分配对化学和容积控制系统(RCV)设计可能产生的影响,并对其根本原因进行了探讨.定量计算了不同主泵密封流量分配导致RCV再生热交换器出口温度的改变,指出了RCV进行适应性更改的方向.采用热工.水力软件(Flowmaster)对上充泵在不同主泵密封流量需求下的能力进行了验证.     

HTR-PM二回路图形建模与仿真研究

介绍了在vPower仿真平台上嵌入THERMIX代码来研究紧凑型高温气冷堆仿真机的方法。根据模块式高温气冷堆示范电厂二回路系统的特点和结构,利用vPower仿真平台建立二回路各个系统的组态模型并进行稳态和瞬态仿真结果分析。结果表明,稳态值与设计值的误差均在2%范围内;额定工况下,主调节阀关小和给水流量减少2个典型瞬态响应过程曲线趋势合理,动态响应各项指标及最终稳定值满足要求;循环水泵关闭导致凝汽器循环水中断的事故情况下,因凝汽器真空过低调节主蒸汽阀门迅速关闭,主蒸汽流量减小同时汽轮机跳闸。     

小型堆硼化过程化学停堆能力分析

本文分析了小型堆在卡棒事故下通过化学停堆手段使反应堆安全停堆的条件,通过对不同工况下硼化过程需要的硼酸注入量和硼酸充注时间进行理论计算,对比分析了卡棒数量、硼酸注入浓度和充注流量等不同因素对硼酸注入量和充注时间的影响,所得结果表明化学停堆能力满足相关要求,为系统优化设计提出建议并为安全分析提供参考。     

基于PID控制的密度锁启动方案计算验证

对某非能动余热排出系统,在自平衡启动方案基础上,增加了泵转速控制系统,提出了基于PID控制的密度锁启动方案.余热排出回路截止阀打开后,根据密度锁内流体温度变化调节主泵转速,使冷热流体温度分界面维持在密度锁中,确保主回路和余热排出回路的隔离.依据一维连续性方程、能量方程及动量方程对密度锁启动过程进行数值模拟.结果表明:在控制系统调节作用下,通过改变主回路质量流量,可逐渐建立2个回路之间的压力平衡,最终实现密度锁的成功启动.采用该方案可有效降低密度锁启动条件,提高密度锁启动成功率.     

射流装置启泵过程的瞬态特性

射流装置由射流泵和主泵组成,引入MRX(Marine Reactor X)压水堆一回路系统中,有助于提升反应堆的固有安全性。反应堆启泵过程中,流量急剧上升导致堆芯温度变化,影响堆芯运行安全。通过计算流体力学(Computational Fluid Dynamics,CFD)方法对引入射流装置MRX一回路10%满功率(Full Power,FP)、17.5%FP和25%FP堆芯功率下启泵进行三维瞬态模拟,分析MRX一回路中射流装置流场瞬态特性。结果表明,射流装置的加入可以改善一回路自然循环能力,提高启泵工况下冷却剂初始变化流量,减缓变化趋势,改善过渡安全性;启泵过程中一回路温度存在波动现象,且堆芯功率越大,波动幅度越大,时间越长;启泵完成后射流泵喷嘴处流速较大。验证了压水堆中引入射流装置提升反应堆固有安全性的可行性,同时为进一步优化设计方案提供方向参考。     

900 MW压水堆一回路系统水锤特性研究

针对压水堆水力过渡过程,建立了三环路900 MW压水堆一回路系统水锤完整的数理模型及边界条件。采用特征线法,开发了FORTRAN水锤仿真程序,并对三泵并联在启动和切换工况下的水锤特性进行了数值研究。研究发现启动和切换过程中,发生2次流量突变、流向逆转、压差突变和振荡;流量突变和逆转均发生在阀门关闭支路,呈振荡衰减的波动趋势,最大倒流流量达1 370 m3/h;压差突变发生在后启动支路,压差振荡最大值达40kPa;并联泵启动方式决定倒流流量和压差突变大小。     

基于正交试验的核主泵导叶水力性能数值优化

为提高核主泵整机水力性能,实现叶轮、导叶与环形压水室的最优匹配,以AP1000核主泵为研究对象,保持叶轮与蜗壳几何参数不变,选择导叶进口冲角、导叶包角和导叶出口角为正交试验方法的3个因素,并根据各因素的值确定取值范围。基于雷诺时均N-S方程、RNGk-ε湍流模型和SIMPLEC算法,应用CFD技术对核主泵进行了正交试验和数值优化。正交试验和因素显著性分析表明:额定工况下,优化后的模型泵较原模型泵扬程提高0.55m、效率提高0.66%;小流量工况下,优化后的杨程和效率提升更加明显;导叶包角和导叶出口角对泵水力性能的影响较为显著,导叶流道扩散程度决定了导叶流道的水力损失;导叶进口冲角、导叶出口角和导叶包角之间的相互作用对泵水力性能的影响不显著,可忽略。对导叶包角的研究表明,在小流量工况下,导叶包角与泵的效率呈正比,在大流量工况下,导叶包角与泵的效率呈反比。     

一体化小型堆主回路自然循环稳态特性实验研究

在模拟一体化小型堆主回路的自然循环试验台架上,进行了小型堆主回路自然循环稳态流动特性的实验研究。结果表明:在输入的外部条件保持一致的情况下,实验本体内的自然循环流动保持了很好的对称性;影响自然循环流量的主要因素是加热功率,入口温度、系统压力等参数的影响较小;提出了一个表征系统自然循环能力的综合特征参数k,可当作指标参数来衡量不同的自然循环回路或不同的运行工况下的自然循环能力,对进一步优化一体化自然循环反应堆的参数设计具有重要指导意义。     

某圆柱型感应电磁泵设计与验证

电磁泵作为钠冷快堆涉钠辅助系统的驱动装置，其性能的好坏直接关系到系统能否安全可靠地运行。本文基于等效电路法，采用VB语言开发了圆柱型感应电磁泵电磁设计程序，并完成了40 m3/h,0.9 MPa电磁泵样机的工程设计。然后，在钠试验回路上对该电磁泵样机进行综合性能试验，试验结果表明：电磁泵的流量-扬程特性曲线满足设计指标，指标偏差小于5%，可以为工程所应用。     

气液两相流工况下核主泵的正转全特性研究

在冷却液流失事故(LOCA)事故发生期间,核主泵将处于两相混合运行状态。主要对核主泵的正转全工况不同含气率冷却介质的泵水力性能、流道内部气体体积分布情况及流体流态进行研究,并采用计算流体力学(CFD)模拟计算与气液两相流试验进行验证。研究发现:在正转逆流制动工况,核主泵的扬程曲线随含气率增加整体向下偏移,但其变化规律基本相同。在正转水泵工况和正转正流制动工况,随着流量增加,含气率对核主泵扬程特性的影响逐渐减小,且同流量下核主泵的扭矩和冷却剂介质密度成较为明显的正比关系。     

非能动安全壳冷却系统瞬态特性试验研究

针对基于回路热管技术的非能动安全壳冷却系统开展瞬态特性试验,根据试验数据分析系统在液柱启动方式下自然循环流量、安全壳压力、流动不稳定性等过渡特性。结果表明:基于回路热管技术的非能动安全壳冷却系统具有良好的启动特性,可实现事故工况下安全壳内热量的顺利导出,且能够在启动阶段实现安全壳压力的快速下降。系统具有流动不稳定性工况区域,其影响因素与冷却水箱温度、安全壳压力及系统输入功率有关,流动不稳定性未对安全壳内压力趋势造成明显影响。