换料水箱初始水温对非能动余热排出系统运行特性影响试验研究

通过试验对不同内置换料水箱初始水温条件下非能动余热排出系统(PRHRS)投入后堆芯进出口温度、一回路压力、PRHRS自然循环流量和换热功率等试验数据进行了对比分析。试验结果表明:IRWST初始水温较低时,堆芯模拟体进出口水温和压力下降更快,PRHRS热交换器(HX)出口温度低,PRHRS自然循环流量变化趋势基本一致,但换热功率更高。     

基于FLUENT的非能动余热排出热交换器瞬态传热特性及水箱内热工流体行为分析

非能动余热排出系统对于非能动核电厂而言是非常重要的安全系统。本文基于非能动核电厂蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)事故的分析结果,应用Fluent程序对事故下非能动余热排出热交换器瞬态特性进行了模拟计算,以了解在此事故中热交换器的传热特性以及水箱内具体的热工流体行为。结果表明,水箱热分层现象是不断从传热管上部水平段的起始处和与竖直段连接的弯头处产生新的高温区,最终到达趋于稳定的热分层状态;水箱内自然循环现象是漩涡在C型管束的内外侧不断产生、发展、变化,最终整个水箱内部的自然循环趋于稳定;传热管热流密度变化趋势是在前期急剧下降,从管束外围向中心,传热管的热流密度在减小,后期是处在中心位置传热管的热流密度要大于外围,最终每根传热管的热流密度趋于平稳。     

华龙一号非能动安全壳冷却系统循环水箱的热分层现象数值研究

华龙一号核电技术采用了非能动安全壳冷却系统的先进设计。作为一种自然循环系统，系统的冷却能力与其循环水箱的水温直接相关，循环水箱中的热分层现象研究对循环系统冷却能力的准确评估以及工程设计优化均有重要的现实意义。本文基于计算流体力学（CFD）技术对循环水箱升温过程进行了三维流动传热的数值模拟。研究表明，循环水箱中存在较为明显的热分层现象，总体上呈现水池顶部温度波动大，而底部等温层较为平缓的特点，系统循环功率和循环流量均会对水箱的升温过程产生影响：功率增大、流量减小均会促使水箱内产生较明显的热分层现象，同时也会使水箱平均温度偏高，出口水温也相应较高。2列循环系统出现循环功率或流量不均衡对水箱平均温度以及出口温度的升高过程基本无明显影响，因此非能动安全壳冷却系统水箱对系统循环能起到一定的自稳定的效果。     

华龙一号非能动安全壳冷却系统循环水箱的热分层现象数值研究

华龙一号核电技术采用了非能动安全壳冷却系统的先进设计。作为一种自然循环系统,系统的冷却能力与其循环水箱的水温直接相关,循环水箱中的热分层现象研究对循环系统冷却能力的准确评估以及工程设计优化均有重要的现实意义。本文基于计算流体力学(CFD)技术对循环水箱升温过程进行了三维流动传热的数值模拟。研究表明,循环水箱中存在较为明显的热分层现象,总体上呈现水池顶部温度波动大,而底部等温层较为平缓的特点,系统循环功率和循环流量均会对水箱的升温过程产生影响:功率增大、流量减小均会促使水箱内产生较明显的热分层现象,同时也会使水箱平均温度偏高,出口水温也相应较高。2列循环系统出现循环功率或流量不均衡对水箱平均温度以及出口温度的升高过程基本无明显影响,因此非能动安全壳冷却系统水箱对系统循环能起到一定的自稳定的效果。     

全厂断电严重事故自然循环和蠕变失效分析

使用MELCOR 2.1程序建立ACP1000自然循环模型,选取全厂断电叠加辅助给水丧失严重事故(TMLB'),分析主冷却剂管道热段和蒸汽发生器(SG)传热管自然循环现象,采用蠕变失效模型评价主冷却剂系统(RCS)部件失效时间。结果表明,压力容器(RPV)出口接管比有裂纹的SG最热传热管先失效。     

压力容器外部冷却系统冷却水池温度场的实验研究及分析

压力容器外部非能动冷却系统采用换料水池作为冷却水源。在浮升力驱动的自然循环流动作用下,冷却水池内会逐渐出现热分层现象。本实验基于先进压水堆压力容器外部冷却系统模拟装置REPEC实验回路,通过测量实验系统内冷却水箱的温度场空间分布,对冷却水池的热分层与混合现象、发展规律和主要影响因素进行了实验分析。结果表明：实验水箱内温度场分布差异主要表现在高度方向;循环流量是影响热分层的重要参数,而水箱工质初始温度的影响非常微弱;针对本实验的无量纲一维瞬态温度场方程分析表明,水箱内温度场的发展规律主要受对流传热控制。     

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。     

套管型自然循环回路不稳定现象分析

为解决熔盐堆排盐罐中熔盐衰变热稳定导出问题，针对套管型自然循环回路开展了不稳定现象研究实验，对实验中观察到的现象和获得的测量数据进行了分析。实验结果表明，中心管对流体预热作用明显，水箱入口温度较低时流体通过中心管后温升高达40 ℃；上升段出口液面波动过程中会出现多个波峰，第1个为主峰，其他为附峰；附峰的持续时间一般会长于主峰；水箱入口水温波动频率高于压力等其他参数。不稳定振荡发生时水箱温度均有一定的过冷度。振荡的周期性不明显，流动存在低频振荡的耦合情况。振荡周期与沸腾延迟时间正向最大偏差为71%，负向最大偏差为37%。     

非能动余热排出换热器换热能力数值分析

基于多孔介质模型,对AP1000非能动余热排出换热器(PRHR-HX)运行初始阶段进行了数值模拟。一回路的入口温度及流量采用RELAP5的计算结果,并以此作为CFD计算的边界条件。采用多孔介质模型处理C型管束区,添加管束区分布阻力。通过商业CFD软件FLUENT计算得到安全壳内置换料水箱(IRWST)侧冷却剂的三维温度及速度分布,通过用户自定义函数UDF完成一回路侧与IRWST侧的耦合换热计算,获得一回路温度分布及换热量。计算结果表明,随着IRWST内冷却剂温度升高,换热器热负荷降低,并出现明显的热分层现象,同时证明采用多孔介质模型与耦合换热计算是分析PRHR/IRWST系统瞬态热工水力特性的有效方法。     

立式倒U型管蒸汽发生器倒流现象及初步分析

文章涉及中国核动力研究设计院自然循环实验装置单相稳态自然循环实验过程中立式倒U型管蒸汽发生器(UTSG)模拟体一次侧流体的流动特性。实验观察到：1)UTSG模拟体进口腔室压力低于出口腔室压力；2)UTSG模拟体入口腔室温度较热段温度有一陡降。通过对该实验现象的分析可以判定，在单相自然循环工况下，UTSG模拟体中某些传热管内出现了倒流。实验结果表明，倒流的出现使UTSG模拟体自然循环工况下的流动阻力系数较强迫循环工况下的明显增大。      

非能动余热排出热交换器半液位换热性能研究

非能动余热排出热交换器（PRHR HX）是先进反应堆非能动堆芯余热排出系统的关键设备之一,置于内置换料水箱中。水箱内水蒸发或水箱泄漏等故障失水后液位降低,PRHR HX与管外水传热面积和管外流场均发生变化,导致堆芯非能动余热排出能力下降。为分析半液位下PRHR HX换热性能,建立半液位PRHR HX实验装置和数值计算模型,获得稳态和瞬态升温过程的换热量、温度分布和流场特性。实验结果表明,稳态沸腾换热阶段半液位结构的总换热量较全液位时的下降12%～22%,仍具有较强的换热能力。瞬态升温过程中管外换热模式从纯单相对流换热开始,先后逐渐出现局部过冷沸腾和局部饱和沸腾,并最终迅速由局部饱和沸腾转变为全管长饱和沸腾。水箱内逐渐升温过程中出现显著的热分层现象,结合数值模拟分析发现此时管外流体在高度上呈现多层回流流动结构。     

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。      

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。     

矩形窄缝通道内单相强迫循环传热特性分析

对冷却剂平均温度恒定运行模式下矩形窄缝通道内的传热特性进行实验及理论分析。结果表明,在层流区,壁面与流体的传热温差随着雷诺数线性增长,而在紊流区,雷诺数变化对传热温差的影响非常小。通过分析传热机理分别解释了上述现象;出、入口流体温差越大,努赛尔数越小,出、入口流体温差影响换热特性的主要原因是改变了粘性底层中热阻所占的比例。     

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。     

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。     

Detailed Evaluation of the Natural Circulation Mass Flow Rate of Water Propelled by Using an Air Injection

One-dimensional (1D) air-water two-phase natural circulation flow in the “thermohydraulic evaluation of reactor cooling mechanism by external self-induced flow—one-dimensional” (THERMES-1D) experiment has been verified and evaluated by using the RELAP5/MOD3 computer code. Experimental results on the 1D natural circulation mass flow rate of water propelled by using an air injection have been evaluated in detail. The RELAP5 results have shown that an increase in the air injection rate to 50% of the total heat flux leads to an increase in the water circulation mass flow rate. However, an increase in the air injection rate from 50 to 100% does not affect the water circulation mass flow rate, because of the inlet area condition. As the height increases in the air injection part, the void fraction increases. However, the void fraction in the upper part of the air injector maintains a constant value. An increase in the air injection mass flow rate leads to an increase in the local void fraction, but it has no influence on the local pressure. An increase in the coolant inlet area leads to an increase in the water circulation mass flow rate. However, the water outlet area does not have an influence on the water circulation mass flow rate. As the coolant outlet moves to a lower position, the water circulation mass flow rate decreases.