非能动余热排出换热器运行初始阶段换热特性研究

以非能动余热排出换热器运行初始阶段二次侧水箱水的升温过程为原型,通过实验研究了高位水箱内竖直换热管束在主流水温达到饱和前的换热特性。结果表明,换热管束运行初期热量依靠水的单相自然对流带走,水箱竖直方向上出现温度分层,换热量随主流的升温而下降。随着主流欠热度的减小,从管束上端开始换热机理逐渐向欠热沸腾转变;之后,主流水温逐渐达到饱和,沸腾成为换热的主要手段。在实验研究基础上,利用Churchill&Chu公式从管外平均换热系数中分离出自然对流换热系数,分析了不同阶段自然对流和欠热沸腾在管外换热系数中所占的比例。本文的研究对非能动余热排出换热器的设计有一定的指导意义。     

AP1000非能动余热排出热交换器缩比C型管束二次侧传热模型实验研究

建立了非能动余热排出热交换器（PRHR HX）及内置换料水箱（IRWST）分离效应缩比实验系统,研究了PRHR HX排出堆芯余热过程中,单相自然对流阶段及两相池式沸腾阶段下的传热特性,并采用实验数据评价了传统经验关系式在预测PRHR HX缩比模型特殊C型传热管束时的适用性。实验结果表明,在PRHR HX余热排出过程中,IRWST内出现明显热分层现象。对于PRHR HX竖直管束自然对流、池式沸腾传热,传统经验关系式预测值均较为保守;对于下部水平管束,自然对流阶段推荐Churchill自然对流传热公式,池式沸腾阶段推荐Rohsenow经典池式沸腾传热公式;上部水平管束由于受到流体浮升、气泡扰动等因素的附加影响,在自然对流阶段及池式沸腾阶段的传热效果均优于下部水平管束。     

ACME台架PRHR管线破口位置敏感性试验研究

为研究先进非能动（AP）型核电厂在非能动系统失效条件下的安全性能,利用我国先进堆芯冷却机理整体试验台架（ACME）开展了非能动余热排出（PRHR）管线破口失水试验研究,分析了主要的试验进程和破口位置对事故过程各阶段关键参数的影响。结果表明,ACME PRHR管线破口试验进程与冷管段小破口失水事故（SBLOCA）进程基本一致,再现了非能动核电厂自然循环阶段、自动卸压系统（ADS）喷放阶段和安全壳内置换料水箱（IRWST）安注阶段的安全特性;在不同破口位置的试验中,非能动堆芯冷却系统（PXS）均可保证堆芯得到补水,堆芯活性区始终处于混合液位以下;破口位置对ACME LOCA事故进程、反应堆冷却剂系统（RCS）初期降压速率、PRHR热交换器（HX）流量、喷放流量、堆芯液位、IRWST安注流量等参数具有显著影响,对堆芯补水箱（CMT）和蓄压安注箱（ACC）安注流量的影响较小。      

熔盐堆水冷却非能动余热排出系统换热器稳态特性研究

在熔盐堆水冷却非能动余热排出系统中,通过自然循环,燃料产生的衰变热可最终由放置在水箱中的换热器导出。在换热器管内发生蒸汽冷凝过程,而管外则先依靠水的自然对流换热,当水温达到饱和后,热量则依靠水的沸腾蒸发被导出。本文通过对换热器进行设计计算,对换热器的稳态换热特性进行研究。根据系统工作过程建立相应数学模型,使用C++语言编程,得到了换热器的传热性能。结果表明,设计的换热器能够满足换热要求,同时具有一定的自调节性。另外得到了换热器压力、水箱内水质量等参数的变化规律。     

AP1000非能动余热排出系统瞬态工况分析

非能动余热排出系统（PRHR）作为AP1000非LOCA情况下带走堆芯热量的安全手段,其设备可靠性对电厂安全和经济性极为重要,文章主要介绍PRHR结构上的薄弱部分和在整个寿期的瞬态发生频度,分析了温度瞬态、流量瞬态等情况,为电厂的运行、维修和役检提供参考。     

大型先进压水堆非能动冷却水箱关键热工水力特性研究综述

第3代大型先进压水堆设置非能动余热排出系统,包括大容积高位水箱及其内置的非能动余热排出热交换器(PRHR HX)和自动降压系统(ADS)喷洒器,在运行过程中呈现出复杂的气液两相热工水力现象和独特的传热、传质特性。近年来随着非能动安全系统工程需求和相关研究的兴起,国内外开展了一些针对大容积非能动冷却水箱及其内置关键部件热工水力特性的相关研究,本文对上述问题的研究现状进行综述。对于PRHR HX,评价特殊C型管束在单相自然对流、两相沸腾条件下的传热特性,分析经典传热模型及改进经验关联式的适用性;对于ADS 1～3级喷洒器高温高压蒸汽喷放冷凝过程,综合分析其喷放冷凝流型、特征参数、冷凝换热系数等关键传热、传质特性。以上研究大幅丰富了第3代大型先进压水堆大容积水箱的设计理论,并进行了实际工程应用。本文在此基础上,对相关研究未来发展方向进行展望。     

大型先进压水堆非能动冷却水箱关键热工水力特性研究综述

第3代大型先进压水堆设置非能动余热排出系统，包括大容积高位水箱及其内置的非能动余热排出热交换器(PRHR HX)和自动降压系统（ADS）喷洒器，在运行过程中呈现出复杂的气液两相热工水力现象和独特的传热、传质特性。近年来随着非能动安全系统工程需求和相关研究的兴起，国内外开展了一些针对大容积非能动冷却水箱及其内置关键部件热工水力特性的相关研究，本文对上述问题的研究现状进行综述。对于PRHR HX，评价特殊C型管束在单相自然对流、两相沸腾条件下的传热特性，分析经典传热模型及改进经验关联式的适用性；对于ADS 1~3级喷洒器高温高压蒸汽喷放冷凝过程，综合分析其喷放冷凝流型、特征参数、冷凝换热系数等关键传热、传质特性。以上研究大幅丰富了第3代大型先进压水堆大容积水箱的设计理论，并进行了实际工程应用。本文在此基础上，对相关研究未来发展方向进行展望。     

基于Relap5的ACME台架全厂断电整体试验数值分析

针对我国大型非能动堆芯冷却系统整体试验（ACME）台架开展的全厂断电（SBO）整体效应试验，利用Relap5程序进行了建模和数值模拟，并进行了参数的比对分析，结果表明:Relap5数值模型可较好地再现ACME台架SBO整体试验的主要事故进程，其事故序列、关键热工水力现象均与试验结果一致；对于堆芯与非能动余热排出换热器（PRHR HX）和堆芯补水箱（CMT）间的自然循环现象，Relap5计算的自然循环流量偏高，自然循环瞬态过程较试验过程偏快；对于主回路系统（RCS）瞬态压力和稳压器水位峰值，Relap5的计算结果是保守的，存在安全裕量。      

非能动余热排出热交换器流动和传热数值模拟

非能动余热排除系统(Passive Residual Heat Removal system,PRHR)是非能动核电厂的重要安全设施,在全厂断电事故下,大部分的堆芯衰变热是通过PRHR热交换器传递至内置换料水箱(In-containment Refueling Water Storage Tank,IRWST)。但PRHR热交换器属于大型非稳态换热器,其传热机理十分复杂。基于PRHR系统的重要性和复杂性,有必要研究PRHR系统的流动和传热特性。利用计算流体动力学(Computational Fluid Dynamics,CFD)软件针对非能动堆芯冷却系统试验装置中的PRHR系统进行建模计算,分析了PRHR热交换器及IRWST的流动和传热特性,发现IRWST内部沿垂直高度上呈现明显的温度分层现象,温度沿水平方向的分布趋于均匀;IRWST内部的流动主要是沿着C型传热管竖直段向上流动,流速逐渐增大,但在两相阶段,水箱上部区域流动明显增强;C型传热管上部水平段和竖直段上部区域的换热系数要明显高于其它区域,且在上部水平段与竖直段连接弯管处换热系数最大,在两相阶段,上部区域的换热系数明显增大。     

ACME台架全厂断电事故试验研究

为研究AP型非能动核电厂全厂断电事故下的运行特性，利用大型非能动堆芯冷却系统整体试验（ACME）台架开展了试验研究，分析了主要的试验进程和关键参数的变化特点。研究结果表明：ACME台架全厂断电试验的事故序列及试验现象与已有分析一致，符合预期，试验再现了AP型非能动核电厂全厂断电的事故进程；在整个事故过程中，稳压器水位升高，但未发生满溢，非能动余热排出（PRHR）系统换热功率可与衰变功率达到平衡，堆芯余热可有效载出；堆芯补水箱（CMT）和安全壳内置换料水箱（IRWST）初始条件对非能动余热排出阶段的事故进程具有重要影响，在1列CMT投入失效或IRWST异常等不利初始条件下，模化后的非能动堆芯冷却系统(PXS)仍可满足事故验收准则。     

Pool boiling heat transfer enhancement on porous surface tube

The passive residual heat removal exchanger (PRHR HX),which is a key equipment of the passive residual heat removal system,is installed in an elevated pool.Its heat transfer performance affects security and economics of the reactor,and boiling heat transfer in the liquid surrounding the exchanger occurs when the liquid saturation temperature exceeded.The smooth tubes,which are widely used as heat transfer tubes in PRHR HX,can be replaced by some enhanced tubes to improve the boiling heat transfer capability.In this paper,the pool boiling heat transfer characteristics of smooth tube and a machined porous surface tube are investigated by using high-pressure steam condensing inside tube as heating source.Compared with smooth tube,the porous surface tube considerably enhances the boiling heat transfer,and shortens the time significantly before reaching the liquid saturation temperature.Its boiling heat transfer coefficient increases from 68% to 75%,and the wall superheat decreases by 1.5oC.Combining effect of condensation inside tube with boiling outside tube,the axial wall temperatures of heat transfer tube are neither uniform nor linear distribution.Based on these investigations,enhance mechanism of the porous surface tube is analyzed.     

基于CFD方法的非能动余热排出系统数值模拟

本文应用FLUENT软件对APl000的非能动余热排出热交换器和换料水箱进行了数值模拟，分析了不同c型传热管数量和冷却剂入口温度对热交换器换热性能和换料水箱内热分层、自然循环现象的影响。分析表明，总体通流面积不变，随着传热管数量增加，热交换器出口温度变小，水箱水温整体提升，热分层现象显著，自然循环趋势明显；质量流量不变，随着冷却剂入口温度的增加，入口流速增加，热交换器出口温度变大，但降温幅度也变大，水箱平均水温升高，热分层范围扩大，自然循环流速加快。     

非能动余热排出热交换器数值模拟

用FLUENT软件对AP1000非能动余热排出热交换器进行非稳态数值模拟,研究其传热和流动特性。通过比较分析同一时刻不同位置温度场和流场的分布,以及不同时刻同一位置温度场和流场的变化,对该热交换器的传热过程和自然对流情况有了较深刻的认识,有助于分析其自然循环能力,为非能动余热排出系统的有效运行提供参考。     

补水箱水装量对非能动余热排出系统运行的影响分析

为了补充非能动余热排出系统运行过程中蒸汽发生器二次侧流体的损失量,设置了补水箱。采用RELAP5程序进行建模分析,评估不同补水箱初始水装量对非能动余热排出系统运行造成的影响。结果表明,设置补水箱有利于建立蒸汽发生器内部长期的稳定运行状态;补水箱初始水装量越高,在补水阶段对非能动余热排出系统的换热能力抑制效应越明显,但补水结束后的长期阶段,由前期补水对非能动余热排出系统运行所造成的影响不大。     

基于系统分析软件的IRWST中PRHR HX建模方法研究

本文针对AP1000内置换料水箱(IRWST)热工水力特性缩比实验4种典型的沸腾工况,应用两种不同的系统分析软件（RELAP5/SCDAPSIM mod3.4和COSINE）,将三维模型简化为一维模型。基于单通道和多通道两种不同建模方法,研究不同的初始温度、加热功率、水箱水位工况下,水箱内的温度、沸腾时间等参数的变化。结果表明,RELAP5单通道模型与多通道模型计算结果低于实验值,COSINE的单通道模型与多通道模型计算结果高于实验值,两种软件的计算精度相当。RELAP5计算模型的沸腾时间整体上晚于实验时间,COSINE计算模型的沸腾时间整体上早于实验时间,采用多通道模型后,每个工况达到沸腾的时间均短于单通道模型,表明采用多通道建模方法后,模型整体的换热能力提高,缩短了模型整体沸腾所需的时间。在系统安全分析的建模过程中,可根据水箱内温度、整体沸腾时间对安全保守性的影响,确定具体的建模策略。