非能动余热交换器瞬态换热特性数值模拟及敏感性分析

以美国非能动型先进压水堆AP600的非能动余热交换器简化试验模型为FLUENT的数值计算模型,采用标准k-ε湍流模型和自然对流Boussinesq模型,对非能动余热交换器和内置换料水箱的自然对流换热特性进行数值模拟。模拟结果与试验结果基本一致,较好地再现了各瞬态工况下非能动余热交换器换热过程中温度、速度分布与加热时间的变化特性。敏感性分析表明,导流板结构及进口形式对自然对流影响很小,升高水箱初始温度或增加换热管数量均能加强换热效果。     

AP1000非能动余热排出热交换器制造工艺分析

介绍了美国先进非能动压水堆(AP1000)非能动余热排出热交换器的设计参数,并从材料、锻造、焊接、热处理等方面对热交换器的封头、管板、换热管、波形板和支撑框架组合体的制造工艺进行了详细描述,对热交换器组装过程中的支撑组合体组装、管板的焊接、C型管束的穿管焊接、封头焊接、热处理和水压试验等关键步骤进行了分析.     

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。     

基于灰色关联度的AP1000非能动余热排出系统参数敏感度分析

采用RELAP5分析非能动先进压水堆(AP1000)丧失主给水事故下,非能动余热排出系统(PRHRS)行为。基于RELAP5结果,利用灰色关联度进行各影响因素重要度分析。结果表明对反应堆冷却剂出口最高温度和包壳最高温度影响最大的是反应堆初始功率,其次分别为IRWST水温、热交换器上升段高度、反应堆初始压力。相比较而言,PRHRS管径和PRHRS-HX阻力系数影响较小。     

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。     

用AC-600非能动余热排出系统实验评估RELAP5程序

利用RELAP5程序对先进堆二次侧非能动堆芯余热排出系统实验的瞬态过程进行数值模拟。在微循环启动,有注水的工况下,比较了RELAP5程序的计算结果和实验数据,计算结果与实验基本一致。由此可见,利用RELAP5程序分析此类问题是可行的。瞬态计算结果还为先进压水堆非能动余热排出系统的设计提供参考。     

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。     

CAP1400核电站非能动堆芯冷却系统性能试验验证

CAP1400是我国在引进消化AP1000的基础上自主研发的大型非能动压水堆核电站,其安全系统采用非能动设计理念,由自然力/过程来驱动,在事故工况下执行安全功能时无需外部动力电源。相对于现有商用压水堆核电站采用的能动安全系统,非能动安全系统的设计原理发生了根本变化,两者的事故进程与物理现象也存在很大差异。此外,CAP1400较AP1000具有更高的堆芯功率,因此,CAP1400安全评审要求对非能动安全系统开展试验验证。本文对CAP1400非能动堆芯冷却系统性能验证试验台架ACME进行介绍。相比原有AP600/1000开展的试验,ACME台架的试验参数范围更广,测量更加精细。通过试验结果及分析,研究了非能动堆芯冷却系统的事故响应特性及关键物理现象,为CAP1400的安全评审及相关安全分析程序验证提供了重要的试验结果支撑。     

基准事故后AP1000安全壳响应分析简化模型研究

针对先进的百万千万级非能动型压水堆(AP1000),提出一种简化的设计基准事故(DBAs)后安全壳响应分析模型,并将该简化模型分析结果和WGOTHIC程序模拟结果进行比较和评价。研究表明:两者吻合良好,简化模型能很好地模拟AP1000安全壳系统的传热传质过程。     

先进堆非能动余热排出系统综合试验研究

介绍了先进堆非能动余热排出系统综合试验研究的试验装置和冷热芯位差阈值研究结果、稳态试验研究结果、瞬态特性分析结果,以及MISAP2.0程序改进、验证结果。试验研究结果可为先进压水堆核电站非能动余热排出系统原型设计(系统布置、设备容量和系统启动方式等)提供试验依据,并为舰船核动力装置非能动余热排出系统的研究与设计提供可参考的试验数据,开发的具有自主知识产权的MISAP2.0程序为我国自行设计先进堆非能动余热排出系统提供了必要的设计手段。     

非能动余热排出换热器优化设计研究

以CFX为工具,对AP1000非能动余热排出换热器的管束结构进行改进,分析了管束结构对非能动余热排出换热器性能的影响。研究结果表明,在单相自然对流和轻度沸腾区,管束三角形排布时的换热系数明显优于现有设计,换热能力随着节距的减小而增强。为确保饱和沸腾区的换热性能,便于饱和沸腾区气泡自加热面的逸离,节距应不小于1.5do。     

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。     

AP1000主给水管道断裂事故中PRHR系统冷却能力分析

使用机理性分析程序建立包括主冷却剂系统、专设安全设施及相关二回路管道的AP1000核电厂模型,对AP1000核电厂主给水管道断裂事故进程进行计算分析。着重分析了非能动余热排出（PRHR）系统在主给水管道断裂事故工况中的瞬态响应、热工水力行为及其冷却能力,并针对PRHR系统流道阻力特性的不确定性对冷却能力的影响进行分析。分析结果表明,在主给水管道断裂事故中,PRHR系统的热移出功率最终能够与堆芯的衰变功率相匹配,有能力带走衰变热,保证一回路系统最终处于安全停堆状态,不发生堆芯损伤,当PRHR系统阻力系数增加时,PRHR系统的流量和换热功率会降低,对PRHR系统冷却能力造成影响。     

非能动余热排出系统换热器管外流动组织及其对换热能力影响分析

对非能动余热排出系统的换热器管外对流换热进行数值分析,比较组织流道和不组织流道时换热器管束外部的流动分布的差异和换热能力的大小,数值计算结果表明,组织流道可优化换热器管外的流动,提高换热器的换热能力。比较分析无流道、有流道和流道出现缝隙对换热能力、阻力和出口温度等的影响。分析结果表明,组织流道会使换热能力增加约20%,阻力增加约1倍;当流道出现缝隙时,单缝隙对换热器的换热能力影响不大,多缝隙会损失一部分换热量。     

非能动余热排出系统的稳态特性研究

以AP1000主冷却剂系统为原型,提出了1种二次侧非能动余热排出系统设计方案,并采用RELAP5/MOD3.2程序分析计算了该系统在主系统正常运行和运行瞬变工况下的稳态特性。结果表明,主系统带功率运行时,二次侧非能动余热排出系统可依靠回路工质的密度差和压力平衡使系统自动处于备用状态,不影响主系统的运行。此外,根据计算结果,分析了冷热源位差对系统稳态特性的影响。     

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。     

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。     

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。     

先进钍基核能系统非能动慢化剂余热排出系统概念设计

简述了CANDU9、AP600和PIUS等核能系统余热排出系统的特点，并对它们的优缺点进行了综合评价，在此基础上提出了先进钍基核能系统（TANES）非能动慢化剂余热排出（PMRHR）系统的概念设计方案。对所提设计方案的性能特点进行了分析，并对完成设计的关键问题进行了阐述。