蒸汽发生器入口过冷度对过冷沸腾的影响

为研究蒸汽发生器过冷段二次侧流场的变化及工质入口过冷度对沸腾换热和传热过程的影响,基于两流体欧拉模型,结合伦斯勒理工学院(Rensselaer Polytechnic Institute,RPI)过冷沸腾模型,利用ANSYS Fluent软件对蒸汽发生器传热管束过冷段进行了耦合一、二次侧的换热计算,得到了入口过冷度对过冷段长度、二次侧空泡份额、一二次侧对流换热系数及传热系数的影响。结果表明:二次侧流场受沸腾换热影响较大;入口过冷度对一次侧表面对流换热系数影响较小,对过冷段长度、二次侧空泡份额、表面对流换热系数及过冷段平均传热系数影响较大。     

几何参数对矩形通道纵向涡发生器流动换热性能的影响

以渐缩式三角形翼对纵向涡发生器与椭圆支柱的组合结构为研究对象,通过数值计算方法,研究了椭圆支柱几何参数(长轴和短轴)、纵向涡发生器几何参数(厚度、长度、高度以及攻角等)及纵向涡发生器横向间距和纵向间距对矩形通道内水的流动换热性能的影响。研究结果表明:椭圆支柱几何参数和纵向涡发生器厚度对矩形通道内水的流动换热性能影响很小;随着纵向涡发生器长度、高度、攻角和横向间距的增大,矩形通道内水的Nu与f因子均增大;随着纵向涡发生器纵向间距的增大,水的Nu和f因子均减小。     

压水堆稳态系统程序开发

针对一体化压水堆的具体结构,建立合理的系统模型,利用FORTRAN90语言开发了系统稳态计算程序。利用本程序对满功率强迫循环和30%功率自然循环稳态运行工况下的热工水力特性进行了分析,得到了蒸汽发生器套管段一二次侧冷却剂和换热管内温度沿轴向高度的分布,冷却剂及燃料元件温度沿堆芯轴向的分布等结果,并利用RELAP5程序进行验证,证明了本程序的可靠性。本程序可以作为一体化压水堆系统的热工水力方案设计,也可用于系统的运行和安全管理。     

子通道软件CORTH轴向层并行模块开发

CORTH软件是具有滑速比的四方程均匀流模型的热工水力子通道软件,应用于反应堆堆芯热工水力分析。在全堆芯pin-by-pin的耦合计算中,使用CORTH软件进行全堆芯燃料棒级别(Pin-Level)的热工水力子通道分析,但计算效率无法满足需求。本文通过开发轴向并行模块,提高了CORTH在全堆芯子通道分析的效率。     

子通道分析软件CORTH的验证与确认方法

子通道分析软件CORTH可以分析一系列子通道在稳态和瞬态工况下的单相流动和两相流动,能够在反应堆热工水力与安全分析领域发挥重要应用。工程设计软件计算结果的可信度很重要,因此需要对CORTH软件进行充分验证与确认。本文介绍了CORTH软件的验证与确认方法,给出了验证与确认的法规要求和关键步骤。核电厂堆芯出口温度分布验证计算结果表明CORTH软件的计算精度较高,能够满足工程设计与分析需求。     

废热锅炉两相流区沸腾传热数值模拟

以某废热锅炉蒸发器(壳管式换热器,烟气在管内流动,水在壳侧流动)为研究对象,应用Mixture多相流模型和沸腾传质模型,对壳侧两相流区域的沸腾传热进行数值模拟。根据壳侧气液两相流区域蒸汽平均体积分数随蒸汽出口管内直径的变化,选取合适的内直径,分析壳侧两相流区域的蒸汽体积分数及温度、压力分布。随着模拟时间延长,壳侧两相流区域蒸汽平均体积分数逐渐增大,因此蒸汽出口管内直径应确保蒸汽顺利排出。沿蒸发器轴线至外壁方向,两相流温度逐渐下降。两相流在出口附近的压力下降比较明显,这是由于出口边界设置为常压。     

浅谈蒸汽发生器化学监督试验的必要性

江苏核电田湾核电站5、6号机组是根据法国M310机组翻版设计建造和安装调试运行。由于早期运输能力问题,法国蒸汽发生器在制造厂没有执行一、二次侧单独水压试验,不满足RCC-M规范的"单独试验原则"要求。本文分析了目前蒸汽发生器的制造工艺,论证蒸汽发生器化学监督试验的必要性。     

钠冷快堆燃料组件流道优化设计数值模拟

本文采用计算流体力学(CFD)方法针对不同流通横截面的7根棒束组成的快堆燃料组件进行数值模拟,分析绕丝直径与六角管内对边距设置对组件热工水力性能的影响。结果表明,绕丝对冷却剂具有强烈的搅混作用,在起到定位作用的同时,为热平衡提供驱动力。通过改变燃料组件流道结构,即采用外圈小直径绕丝并缩小内对边距的设置,可以对冷却剂在不同子通道中的流量进行重新分配,具有更好的热工水力性能。     

泵阀联动技术在智慧热网运行调节中的应用案例

我国使用的供热管网水力平衡调节装置可分为两类:一类是使用调节阀节流改变管网阻力,称为节流式水力平衡;一类是通过水泵的转速改变管网的流量,称为有源式水力平衡[1]。如何将两种调节技术有机结合,加以科学合理的利用是困扰供热企业的难题。本文分三种情况介绍了泵阀联动应用技术的实践经验,分别是:热网一次侧的加压泵和同侧控制阀的联动,热网一次侧控制阀和二次侧循环泵的联动,多系统泵站一次侧变频泵和分区控制阀的联动技术应用实践。     

核电厂最佳估算加不确定性分析方法研究综述

在核反应堆确定论安全分析中,利用热工水力程序对核电厂在事故下的瞬态响应进行预测,以评价其安全性。这是自20世纪50年代核反应堆系统投入运行以来,热工水力安全分析研究领域的主要议题。最佳估算加不确定性分析方法为国际原子能机构所推荐的安全分析方法,是核电厂执照申请安全分析技术的发展趋势,本文综述性的描述了最佳估算加不确定性分析方法的开发背景,发展历史和各类不确定性分析方法及其优缺点比较,为下阶段开发国内自主化的最佳估算加不确定性分析方法奠定基础。