CEFR蒸汽发生器给水调节系统的设计与调试

蒸汽发生器给水调节系统是中国实验快堆（CEFR）重要的控制系统,需要实现自动控制。根据该系统的控制需求针对性地设计了一套给水调节控制方案,并在CEFR实堆功率运行工况下验证了该控制方案。堆上试验结果表明,该控制方案能够在各种设计工况下维持蒸汽发生器出口钠温稳定,具备抑制反应堆其他参数干扰的能力。本研究通过CEFR蒸汽发生器给水调节系统的设计与调试工作,实现了CEFR蒸汽发生器给水调节系统的自动化控制。     

自然循环蒸汽发生器瞬态热工水力建模与分析

应用瞬态分析专用程序建立了CPR1000蒸汽发生器几何模型,对CPR1000蒸汽发生器在功率运行期间停运一台主泵时的热工水力瞬态响应、主蒸汽管道破裂和蒸汽/主给水流量同时+10%阶跃扰动工况下的瞬态响应进行了模拟与分析,获得了蒸汽发生器内部热工水力参数如流量、温度、换热系数的响应特性,分析结果表明,瞬态分析模型满足蒸汽发生器设计瞬态分析的要求。     

常压下RRA系统性能试验分析

余热排出系统(RRA)能将反应堆冷却剂温度维持在冷停堆工况,并可满足换料和维修操作所需要的时间。在维修冷停堆工况下(堆芯有燃料),保证任何一台蒸汽发生器维修时,维持冷却剂温度低于60℃,使维修人员能够进入蒸汽发生器人孔,同时还要保证堆芯的冷却。本试验需要验证在此工况下,在主管道环路高液位报警出现时,反应堆冷却剂不会进入蒸汽发生器底封头而造成工作人员额外的放射性污染。在主环路低液位报警时,余热排出泵在单泵设计要求的最大流量下运行时,不会发生汽蚀。当维修冷停堆工况下投用三环路热段主管道环路液位计RCP300MN时,液位的升降应足够缓慢,以避免液位变化过快而引起的仪表显示故障。     

秦山核电厂蒸汽发生器水位控制试验

简要介绍了蒸汽发生器水位控制系统的运行方式和试验方法。试验项目包括旁通阀控制试验、主给水阀控制试验和旁通阀与主给水阀的切换试验。文中给出了试验结果,即在液位扰动和核动率扰动时,蒸汽发生器液位的变化过程。经过两个月的运行和瞬态试验,证明蒸汽发生器水位控制系统满足设计要求。     

低参数直流蒸汽发生器稳定性实验研究

针对核供热堆的低温、低压运行条件，建立了大盘管直流蒸汽发生器热工水力学实验系统，实验研究了低参数条件下入口流动阻力、运行负荷和蒸汽发生器出口压力对直流蒸汽发生器稳定性的影响。结果表明：入口节流阻力比、运行负荷、系统压力对直流蒸汽发生器稳定性有影响，通过调整入口节流阻力比，直流蒸汽发生器可在低压参数下稳定运行。     

传热管泄漏对蒸汽发生器动态特性的影响

以大亚湾核电站蒸汽发生器为研究对象,建立了基于漂移流理论的蒸汽发生器一维动态数学模型及传热管泄漏模型,并进行了蒸汽发生器不同工况下的稳态仿真。在验证所建立漂移流模型和传热管泄漏模型的基础上,研究了不同工况下传热管泄漏位置及泄漏流量对蒸汽发生器关键参数的影响。研究结果表明,所建立的漂移流模型和传热管泄漏模型能准确反映不同泄漏情况下蒸汽发生器质量含汽率及蒸汽压力等关键参数的变化规律,泄漏发生在热端沸腾段入口处时各参数变化最显著,泄漏量为冷却剂流量的5%时出口质量含汽率由0.261降到0.163。基于漂移流理论传热管泄漏对蒸汽发生器动态特性影响的成功预测,为蒸汽发生器传热管泄漏事故的监测与防范措施的制定提供一定参考。     

10MW高温气冷堆蒸汽发生器稳定性实验研究

介绍了１０ＭＷ高温气冷堆盘管式直流蒸汽发生器双管工程模拟实验回路的技术特征和主要技术指标。实验系统用高温氦气作为热源,采用１：１全尺寸模拟,进行卫３０％负荷工况两相流稳定性验证实验、入口过冷度、蒸汽出口压力、流量及入口阻力对两相流稳定性影响的研究。结果表明,蒸汽发生器３０％负荷设计工况下,蒸汽出口压力２．５￣４．０ＭＰａ、给水温度７５￣１８０℃、入口节流阻力大于４０ｋＰａ时系统能稳定运行;蒸汽发生     

运行条件对蒸汽发生器热工参数影响的仿真研究

以减轻蒸汽发生器破管事故及考察核电站电力升级为目的,参考大亚湾核电站蒸汽发生器的运行参数,基于分布参数法建立了核动力蒸汽发生器一维数学模型,开发了基于MATLAB的动态仿真程序,进行了改变运行条件时蒸汽发生器热工参数仿真计算。计算结果表明:与满负荷正常运行条件相比,在降低二回路运行温度或增加二回路流量时,二回路预热段变短,出口焓大幅升高;质量含汽率在降低温度时提高54%,增加流量时提高28%;一、二回路及管壁整体温度降低;一回路和内壁温降增大。该计算结果揭示了蒸汽发生器的内在传热规律,可为缓解U形管恶化及提升电力的相关操作提供一定理论依据。     

钠冷快堆丧失蒸汽发生器模块后的最佳工况研究

钠冷快堆通过采用模块式蒸汽发生器的设计方案以提高核电厂的负荷因子。核电厂运行中若发生丧失蒸汽发生器模块事件,核电厂工况将发生变化,应进行适当的调节,调节的目标工况可通过设计与研究给出。本工作对某典型池式钠冷快堆丧失1个蒸汽发生器模块后的最佳工况进行研究,主要研究内容包括对其主热传输系统进行建模,开展主热参数匹配计算,根据相关运行限值来筛选方案并分析关键参数,最终给出较为合适的运行工况。本工作为钠冷快堆在丧失蒸汽发生器模块后的工况设计提供了重要依据。     

中国实验快堆蒸汽发生器首次进水试验分析研究

中国实验快堆(CEFR)作为中国第一座钠冷快中子反应堆,蒸汽发生器作为分隔二回路和三回路器的重要设备,其运行的稳定性、可用性对于中国实验快堆的稳定运行具有重要意义。中国实验快堆蒸汽发生器首次进水试验验证了蒸汽发生器具备了在低功率下运行的完整性、可用性、稳定性和良好的传热性能。根据记录数据就钠侧和水侧的对流换热进行了热平衡校核计算,计算结果表明了本次试验钠侧和水侧换热量平衡,计算结果表明在低流量、低钠温的运行工况下水侧为主要换热热阻,该热阻值可以由格尼林斯基(Gnielinski)公式确定。     

Application of “Hydration Model” to Evaluate Gas Phase Transfer of Ruthenium and Technetium from Reprocessing Solutions

In order to evaluate the amounts of gas phase transferred ruthenium (Ru), and technetium (Tc), simulations were made for the continuous evaporator used in a reprocessing plant to concentrate high level liquid waste. The concentrations and activities of nitric acid and water, which controlled the reaction rate and gas-liquid equilibrium in the evaporator solution, were evaluated using the previously developed “Hydration Model”. When the feed solution contained 2.7 M (=mol/dm³) of nitric acid, the nitric acid concentration in the evaporator solution reached its maximum at the concentration factor (CF) of 6 (CF: concentration ratio of FPs in evaporator and feed solutions). The activities of nitric acid and water were saturated at values of 0.01 and 0.43, respectively, after the CF reached 6. The simulation predicted decontamination factors DFs of 2×10⁵ and 8×10³ for Ru and Tc, respectively, for a typical evaporation conditions with an operational pressure of 6,700 Pa, and FPs of 0.02 to 1.4 M. The simulation results agreed with the verification experiment, which will be described in next paper, within a factor of 2 for the amount of gas-phase transferred Ru during evaporation. The factor for the amount of gas-phase transferred Tc was estimated as 5 from the measurement error in the gas-liquid equilibrium constant.     

放射性废液蒸发器除垢方案设计及验证

针对放射性废液蒸发器处理能力短时间内明显下降,采用郎格利尔指数(LSI)等方法,对蒸发器结垢和腐蚀趋势进行了判断;重点分析了pH、蒸发温度、Ca²⁺浓度、原液流速对蒸发结垢速率的影响。结果表明:蒸发原液已具备结垢和腐蚀趋势,pH等因素改变增加了蒸发器结垢速率,结垢后蒸发器蒸发强度下降75%。借鉴民用蒸发器常用除垢方法,结合核行业蒸发器除垢具有的放射性安全要求,设计了一套放射性废液蒸发器浸泡式酸性除垢方案,用氨基磺酸进行除垢试验;经实际验证:该方案安全可行,除垢效果明显,除垢后蒸发器处理能力恢复至原设计值0.6 m³/h。     

气隙式膜蒸馏处理低放废液

低放废液在放射性废液里占有很大的比例,我国制定了严格的排放标准,尤其是对内陆核电站,需要选择更高效的处理技术,有必要研究膜蒸馏处理低放废液后的净化效果。基于气隙式膜蒸馏装置研究对模拟低放废水中微量的Sr~(2+)和Cs+的净化效果,以及温差和流速对净化效果的影响,对某乏燃料后处理厂里的低放废液进行处理。结果表明:膜蒸馏装置对微量的Sr~(2+)和Cs+平均截留率均大于99.99%,去污因子可以达到104量级以上;流速和温差对膜蒸馏装置的净化效果基本没有影响;对没有进行任何预处理后处理厂的低放废液,膜蒸馏装置连续处理4天多,处理后的馏出液的平均总α活度浓度为0.04Bq/L,平均总β活度浓度为15.13Bq/L,远低于该厂的排放标准。     

放射性废水远红外蒸发处理装置研制

为解决现有可移动式废水处理装置无法处理含盐量高、含油量高的放射性废水, 以及净化系数不高等问题,基于远红外蒸发处理技术研发了一套移动式放射性废水处理装置。装置主要由运输车、保温舱、废水处理系统、控制系统及外部管路组成,具有可移动、净化系数高、 适用性强等优点。本装置设计处理能力为24 L/h,蒸残液最大含盐量为300 g/L。冷调试结果表明装置设计安全可靠,结构合理,性能稳定,满足设计要求。     

Some Remarks on the Endogeneous Pulsed Source Technique in Reactor Noise Analysis

It was established that the dynamics of an evaporator show markedly asymmetric responses. These phenomena are closely related to the response of the liquid level which directly affects the heat capacity.

What is more, the time constants of an evaporator are so large that the transfer functions expressing uranium product evaporator are better approximated by a form representing no self-regulation. Examination of the controllability aspects of three different control algorithms, i.e. control by boiling point raising, cascade control and multivariable control, resulted in the conclusion that the last-mentioned algorithm is superior to the two others for controlling the uranium concentration which is the most important element in uranium product evaporation.     

丝网芯内钠薄液膜蒸发与毛细特性研究

高温碱金属丝网芯热管主要应用于核能、航空航天等领域。由于碱金属工质与常规低温工质在热物性上存在显著差异,且丝网芯热管内部运行机理复杂,碱金属工质在丝网芯表面的相变行为亟待研究。本文建立了以前驱膜理论和蒸发弯月面液膜理论为基础的丝网芯毛细蒸发薄液膜模型,考虑分离压力的电子分量与钠液膜热传导效应,对液态钠工质在丝网芯表面的毛细现象进行了分析,进而探究了不同运行参数对钠液膜传热传质与毛细特性的影响。研究表明,液态钠工质主要在本征弯月面内发生相变,运行温度通过改变工质热物性影响液膜的传热传质能力。丝网芯的动态调整能力与丝径和孔径等几何参数有关,通过改变液膜接触线位置,进而改变蒸发面积和三相接触线长度,从而影响丝网芯受力情况和传热传质能力,改变丝网芯表面液膜提供的毛细力。     

圆锥角对汽阳极AMTEC圆锥形蒸发器性能影响分析

To analyze the effect of the cone angle on the performance of the evaporator in vapor-anode Alkali Metal Thermal to Electric Converter (AMTEC), a steady-state two-dimensional thermal hydraulic model for liquid-return wick and conical evaporator was developed. The effects of different cone angles on the surface temperature distribution, void fraction and capillary limit of the evaporator under different operating conditions were studied. The results showed that the evaporation area and vapor pressure along the surface of the conical evaporator were larger than those of the plane evaporator, and the surface vapor pressure of the conical evaporator with 15° cone angle was 35.29 kPa, 1.62 kPa higher than that of the plane evaporator, at cold end temperature of 623 K, hot end temperature of 1123 K and electrical current of 2.5 A. However, the capillary limited domain of the deep cone evaporator was larger than that of the shallow cone evaporator, and it was more likely to experience large area condensation at the center of the evaporator surface. 15° conical evaporator experienced condensation 7%~18% of its surface, at electrical current of 1~2 A. Therefore, the shallow cone evaporator was recommended for the vapor-anode AMTEC.     

圆锥角对汽阳极AMTEC圆锥形蒸发器性能影响分析

为分析汽阳极碱金属热电转换装置（AMTEC）中圆锥角对蒸发器性能影响，建立了汽阳极AMTEC回流芯和圆锥形蒸发器稳态二维热工水力模型，研究了不同运行条件下不同圆锥角对蒸发器表面温度分布、空隙率和毛细极限等参数的影响。结果表明，圆锥形蒸发器较平板形蒸发器具有更大的蒸发面积和更高的表面蒸汽压力。当冷、热端温度分别为623 K和1123 K，电流为2.5 A时，15°圆锥角蒸发器表面蒸汽压力为35.29 kPa，比平板形蒸发器高1.62 kPa，但深圆锥形蒸发器较浅圆锥形蒸发器具有更大的毛细极限区，且在蒸发器表面中心处更易发生大面积冷凝；电流范围为1~2 A时，15°圆锥角蒸发器表面冷凝面积达7%~18%。因此在汽阳极AMTEC中推荐使用浅圆锥形蒸发器。      

天然蒸发池技术处理低水平放射性废液的发展概况

天然蒸发池技术是利用太阳能对放射性废液中多余水分蒸发、去除的一种处理方法。由于其对运行设施要求简单,不需要过多的日常维护,并具有对低放射性废液净化系数较高、处理量大、节能等特点,因此天然蒸发池技术成为一种较为常用的低放射性废液处理方法。然而,天然蒸发池的运行设施占地面积较大,需要日照时间较长,该方法的应用受到一定限制。本文通过国内外具体实例和经验,介绍了天然蒸发池技术的改进及应用情况。     

高温热管内钠蒸发冷凝特性分子动力学研究

高温钠热管是热管堆中进行非能动热量传输的核心部件。为深入理解热管内工质钠的蒸发机理及气液交界的传热传质特性,用分子动力学软件LAMMPS模拟了600 K下钠的蒸发,统计了质量调节系数,定为0388 7。随后变更壁温,打破体系内热质输运平衡,进行非平衡态模拟,观察液膜变化,求解气液交界处的净蒸发通量和换热系数。结果表明,9～10 ns后,底部的液膜厚度、气液交界处的净蒸发通量及换热系数分别在01～052 nm、003～007 kg/(m2·s)、22～39 kW/(m2·K)范围波动,此时上部液膜厚度在6 nm左右,其气液交界的净蒸发通量在10-4量级,换热系数为0028 kW/(m2·K),至末期降为0003 5 kW/(m2·K)。本文为钠热管启动阶段的数值模拟提供了参考。