小型压水堆稳压器控制特性研究

核电厂反应堆瞬态变化过程中,稳压器(PZR)体积越小,相同波动流量引起稳压器压力和水位变化越剧烈。这种现象会使得稳压器内压力和水位之间耦合增强,导致执行机构频繁动作,系统稳定性变差,甚至出现不稳定运行。应用Matlab软件建立稳压器两区非平衡模型,推导适用于控制系统设计的主冷却剂与稳压器耦合计算方程,进行小型压水堆稳压器压力-水位耦合特性研究。利用对角矩阵法设计解耦补偿网络,最后采用频域方法进行稳压器控制特性的初步研究。     

瞬态条件下稳压器水位测量特性试验研究

稳压器是压水堆核动力装置压力安全系统的主要设备，其水位波动反映了一回路系统的水容积变化情况，是稳压器运行控制的关键参数之一。本文基于双区非平衡模型模拟蒸汽泄露条件下的稳压器水位变化，并针对稳压器蒸汽泄漏工况开展了水位测量特性试验研究，研究了2.6~7.8 kPa/s压降速率工况下，稳压器内水位测量压差的变化情况。研究发现:采用压差修正液相区密度计算的水位值在压力瞬变情况下有较好的跟随性，能够更好的反应水位特性；表征稳压器内液相区密度变化的压差在压力减小的过程中，过渡时间小于40 s，且过渡时间与压变速率单因素无强相关性。这为稳压器的安全运行控制提供了基础研究数据。      

AP1000波动管内空气-水液泛特性试验研究

在室温及常压条件下以空气-水为工质,对AP1000稳压器不同液位下的波动管内液泛过程及液泛特征点进行了试验现象研究、机理分析和数据分析,得到两相逆流液泛动态特性。研究结果表明:波动管竖直管部分是最容易发生液泛现象的位置;波动管内液泛特性符合Kutateladze关系式;当气体流量较小时,液相流量随着稳压器液位的增高而减小;当气体流量较大时,液相流量随着稳压器液位的增高而增大;液体完全滞止点基本与稳压器液位高度无关。     

基于RELAP5的ERVC两相自然循环能力研究

利用RELAP5程序建立压力容器外部冷却（ERVC）系统模型,在水淹平衡条件下分析不同的安全壳内压力、冷却水过冷度、加热功率和水淹水位对系统两相自然流动能力的影响,找到各工况下的临界过冷度和不稳定性边界。结果表明：AP1000的ERVC系统设计具有很大裕量,仅依靠自然循环就可通过下封头对熔池进行有效冷却;安全壳内压力越高、冷却水过冷度越低、加热功率越大、水淹水位越高,两相自然循环流量越高。但当加热功率水平较低时,压力对临界过冷度影响不大;冷却水过冷度低于临界值时,会发生剧烈的倒流和流量震荡现象;当水淹水位低于5.5 m时,不能建立稳定的两相自然循环流动。     

基于支持向量回归的稳压器水位信号重构研究

稳压器水位是船用压水堆非常重要的监测参数，是操纵员判断堆运行瞬变的重要依据。然而，稳压器却时常出现假水位、超量程水位及水位测量丢失的问题。为此，根据稳压器水位参数与反应堆进出口平均温度、稳压器压力与温度、主回路系统的冷却剂装量、充排水流量等热工水力参数的耦合关系，提出一种基于支持向量回归的稳压器水位信号重构方法。模拟试验分析表明，该方法能快速、准确、有效地重构出正常运行工况下的稳压器水位信号。     

小型堆稳压器波动管双端破口试验研究

开展了模块化小堆稳压器波动管双端破口试验研究,获得了非能动安全系统的事故响应特性和一回路系统参数变化。试验研究结果表明,在稳压器波动管双端破口极端工况条件下,中压安注箱能在短时间内提供较大的稳定安注流量,及时补充系统水装量;高压安注系统运行过程比较复杂,安注流量与堆芯补水箱压力平衡管线内介质状态和中压安注系统运行状态密切相关,在1.7 h内呈间歇注入运行状态。在整个事故过程中,堆芯一直处于淹没状态,模块化小堆非能动安全系统能够确保稳压器波动管在双端破口极端工况条件下的堆芯安全。      

HL-2M偏滤器热氮气烘烤仿真及优化

为提供高质量的等离子体真空运行环境,需对偏滤器进行高温烘烤。根据热传导与对流换热方程对偏滤器的烘烤过程进行了数值模拟及优化。结果表明:当热氮气等质量流量控制时,偏滤器回路压力损失逐渐增大,各部件烘烤温度爬升速率呈线性增加;当热氮气等体积流量控制时,偏滤器回路压力损失逐渐降低,各部件烘烤温度爬升呈线性增加。当初始条件近似相等(等质量流量为3×10~(-3)kg/s和等体积流量为4.8×10~(-4)m~3/s)时,前者的部件温升速率略低于后者,但各部件烘烤过程中最大温差均未超过90℃。     

18个月换料延伸运行一次侧超压保护验证

在一次侧平均温度和稳压器水位的整个变化范围内，应用CATIA2程序，对大亚湾18个月燃料循环延伸运行中的主蒸汽流量全部丧失事故进行了分析计算。结果表明：一次侧功率，平均温度和稳压器水位变化均能满足运行图的要求；事故中一次侧最大压力不会超过超压保护准则值。本文在运行图上给出了包络的运行区域，并从几十种计算工况中选出了两种具有代表性的工况进行计算分析。     

压水堆核电厂稳压器波动管热分层现象数值分析

为分析评价压水堆核电厂稳压器波动管热分层现象对波动管结构完整性的影响,采用计算流体力学(CFD)分析方法,对稳压器波动管热分层现象进行了数值模拟.研究了波动管内的流体流动,得到了稳压器波动管的传热特性、流体流场和温度分布,分析了稳压器波动管波动热分层现象与波动流速之间的关系.研究结果表明:波动流速在一定范围内变化时,管道最大截面温差随着波动流速的增大而增大.并且得到了不同波动流速下管道最大截面温差及其出现的位置,指出了热分层现象发生时波动管的薄弱环节.     

稳压器压力水位控制系统建模与仿真

通过对压水堆核电站稳压器实际运行特性的分析研究,在合理简化与假设的基础上分别对稳压器蒸汽区以及液体区建立质量和能量守恒方程,建立一个两区不平衡的稳压器模型。然后通过模块封装组建成稳压器水位和压力控制系统,最后通过仿真对稳压器主要参数进行动态特性分析,仿真结果符合理论分析,所建模型合理。     

内置稳压隔热水层的设计与数值研究

针对ACP100+模块化小型堆的内置稳压器，设计了一种隔热水层结构，采用数值分析方法，对隔热水层的流动与传热特性进行了数值研究，并分析了功率运行稳态工况和降功率瞬态工况下，隔热水层的温度分布与速度分布。结果表明，隔热水层内流体的流动和导热能力较弱，可以有效地实现高温流体和低温流体的隔离。      

AP1000小破口事故下非能动氮气安注箱的瞬态特性研究

根据AP1000非能动氮气安全注入水箱的结构和工作原理建立了热工水力模型并开发了计算分析程序TACAP。利用TACAP计算得到了AP1000非能动氮气安全注入水箱在两种小破口失水事故（包括25.4 cm等效直径冷管破口和5.08 cm等效直径冷管破口）下的瞬态特性,得到了箱内水位及注入流量等关键参数的瞬态变化。计算结果表明：安注箱在小破口失水事故后能提供高效的安全注入,对一回路快速地进行冷却和降压,有效地缓解事故后果。TACAP计算结果与西屋公司NOTRUMP程序计算结果基本一致,表明了TACAP程序的适用性和正确性。     

不同初因事件下的两相排放过程热工水力特性研究

本文针对稳压器安全阀开启后的复杂两相热工水力过程进行研究,确定不同初因事件下的稳压器安全阀两相排放特性。采用自主化系统分析程序ARSAC对稳压器安全阀的上下游进行建模分析,选取三种典型的阀门排放过程,包括稳压器安全阀误开启事故、导致一个或多个稳压器安全阀开启的主蒸汽流量完全丧失事故、以及低温超压保护条件下导致的稳压器安全阀间歇性开启的安注泵误启动事故,研究稳压器安全阀开启后水封及蒸汽（或水）排放过程中涉及的复杂两相热工水力特性,结果表明：ARSAC程序能够捕捉两相排放过程中管道内部的流型变化;水封通过下游管道会形成明显的流量峰值,且不同的上游初始条件下排放过程对于下游管道造成的流量峰值及时间特性不同。通过本文的研究可以为载荷分析、安全评价及设计优化提供指导性建议。     

Deformable-volume-based thermal-hydraulic model for a tanks-in-series water-gas system in a vertically stratified flow. Part I: Under adiabatic conditions

Gases such as nitrogen can be used as a working medium for a pressurizing system like a gas pressurizer. A gas-pressurizing system can consist of several tanks in series where one of the tanks contains a water-gas interface. In general, existing system codes such as RELAP5/MOD3, MARS3.1, RETRAN, and TASS are based on a fixed-grid system and specialize in analyzing a water-steam system with a small portion of non-condensable gas. With these fixed-volume-based system codes, some special models may be needed in order to assess the water-gas interface velocity and track the water level. Furthermore, in the equilibrium model of a fixed-grid system code, the gas temperature in a water-gas coexistence region cannot be distinguished from the water temperature. In this study, we propose a deformable-volume-based thermal-hydraulic model consisting of five equations of the mass, momentum, enthalpy, volume, and pressure for a tanks-in-series water-gas system in a vertically stratified flow operating under adiabatic conditions. In particular, the relative velocity of the fluid at the moving boundary of the flow path, which is an important contributor to the momentum-flux term, is expressed in terms of the absolute velocity of the fluid at the neighboring fixed-grid point. With the proposed model, the fluid velocity of the water-gas interface and the water level can be directly obtained from the state variables, and the gas temperature in the water-gas coexistence region can be calculated separately from the water temperature. This characteristic feature suggests that the proposed model is simpler and more accurate than the models used in the existing system codes for a high-pressure water-gas system with a clear phase separation. The proposed model was verified and validated by comparisons with the results of a semi-analytical model and the TASS code under adiabatic conditions, respectively.     

Pressurizer transients dynamic model

Transient behavior of the pressurizer in a pressurized water nuclear power plant is analysed. A digital model is presented for the study of the behavior of the condensing vapor and bubble rise in the liquid volume of the pressurizer. This model furnished a solution for the transient phenomena of the pressurizer following in- or outsurge processes. The analysis takes into consideration the variation of the thermodynamic mass qualities and water level inside the pressurizer. Unlike the previous models, the present one does not need the knowledge of the bubble rise and condensate drop velocities or the droplet and vessel diameters. The results obtained are generally in good agreement with the test data from real and model pressurizers.     

套管式双面加热蒸汽发生器的热工水力分析

为研究套管式双面加热蒸汽发生器在稳态和瞬态过程中的热工水力特性，建立了描述蒸汽发生器物理现象的一维均匀流数学模型。应用该模型，开发了可计算稳态和瞬态工况下一回路和二回路冷却剂温度场、焓场的直流蒸汽发生器热工水力程序。计算结果对直流蒸汽发生器结构设计、运行具有指导意义。      

AP1000主回路系统热工水力瞬态计算程序RETAC的开发

针对先进压水堆AP1000的具体结构和运行特点,采用FORTRAN程序设计语言,自主开发了用于AP1000主回路系统热工水力瞬态计算的微机型程序RETAC（REactorTransientAnalysisCode）。利用程序对AP1000失流事故进行分析,得到了堆芯燃料中心最高温度、最小偏离泡核沸腾比(MDNBR)、稳压器压力、水位及蒸汽发生器二次侧压力、水位等主要系统参数的瞬态特性。分析结果表明,在失流事故初期阶段,堆芯热通道燃料中心最高温度和MDNBR不超出规定限值,满足安全准则要求。RETAC完全采用模块化编程,便于移植和二次开发,可为后续开发自主知识产权的大功率压水堆安全分析程序提供借鉴。     

AP1000稳压器波动管竖直管段空气-水CCFL实验研究

使用竖直管代替波动管模型开展稳压器波动管竖直管段内空气-水两相逆流限制（CCFL）特性可视化实验研究。实验现象表明:竖直管与上容器接口处的局部CCFL决定了进入竖直管内的液相流量；竖直管内的局部CCFL决定了从竖直管流出的液相流量；两处局部CCFL均随空气流量的增大而增强。在较低气量情况，进入竖直管内的液相能够完全或大部分流出，竖直管内的局部CCFL较弱，上容器和竖直管接口处的局部CCFL在整体CCFL中占主导地位，整体CCFL程度随着上容器液位升高而略有增强。在高气量情况，从上容器进入竖直管的液相大部分或者完全被限制而不能向下流出，竖直管内的局部CCFL强烈，在整体CCFL中占主导地位，整体CCFL特性不受上容器液位变化的影响。通过实验数据拟合得到了新的稳压器竖直管CCFL模型。稳压器波动管CCFL数据和稳压器竖直管CCFL数据基本重合，表明波动管CCFL主要由CCFL-U决定。