高压条件下燃料组件内过冷沸腾过程传热不均匀性研究

基于流体动力学软件Fluent中的流体体积函数（VOF）两相流模型,通过编写用户自定义函数（UDF）程序添加控制方程源项,建立过冷沸腾模型,对压水堆带定位格架的5×5燃料组件棒束通道内的过冷沸腾现象进行数值模拟。根据模拟结果,从空泡份额、燃料棒周向传热方面对比分析各个子通道内传热特性。研究发现各子通道内空泡份额的分布不均匀性较大,同样加热条件下,边通道的沸腾程度高于角通道。此外,对棒束周向的传热特性进行了分析,燃料棒周向努塞尔数呈不均匀性分布,燃料棒0°、90°、180°、270°等方向附近的传热能力较强,其相应的横向速度较大,对应的沸腾程度较强。      

含弯曲棒的全长燃料棒束沸腾传热CFD计算分析

采用计算流体动力学（CFD）分析方法模拟了含一根弯曲燃料棒（简称“弯曲棒”）的5×5全长燃料棒束内的沸腾传热现象。基于欧拉两流体模型和改进的壁面沸腾模型进行计算,并基于压水堆子通道和棒束实验( PSBT )基准题中的试验数据对计算方法进行了验证,计算所得截面平均空泡份额与试验数据吻合良好,说明了现有计算方法的可靠性。基于计算结果考察了弯曲棒对棒束通道内流场、温度场、空泡份额等关键参数的影响。研究结果表明,弯曲棒的存在对截面横向流动、流体温度、空泡份额等均未产生显著影响,但弯曲棒表面温度增加,气泡也易发生聚集,增加了发生临界热流密度（CHF）的风险。      

均匀加热全长棒束过冷沸腾工况子通道参数场计算分析

采用壁面热分配模型对PSBT基准题中的5×5均匀加热全长棒束过冷沸腾传热进行了数值模拟研究,分析了均匀加热全长棒束通道中不同子通道和加热元件表面参数沿轴向的发展过程和径向的分布特性。研究发现,角通道和边通道是弱对流区域,其质量流速低于棒束平均值,但由于冷棒功率偏低,消除了流动不均衡性对传热效果的影响。在棒束径向方向,不同位置子通道间参数场存在差异,这是由于位于搅混格架横向导流对角方向的通道具有更有效的通道间对流效果,其传热效果更好。这种流动特性引起的参数差异在角通道中尤为显著。热棒表面过热度明显高于冷棒过热度,且位于非搅混格架横向导流方向的热棒具有更高的壁面过热度。     

全长尺寸5×5格架棒束通道两相流动特性研究

采用两相计算流体动力学(CFD)分析的方法,对全长尺寸格架棒束通道内过冷沸腾两相流动进行了数值模拟。将模拟得到的棒束通道中心4个子通道的平均空泡份额与实验值进行对比发现,在高空泡份额区域与实验值符合较好;在低空泡份额区域,计算值略高于实验值。两相CFD方法模拟得到了棒束通道内空泡份额的详细分布,观察到格架上游空泡份额集中在加热棒的周围,但在格架下游,子通道中心的空泡份额增加,加热棒周围的空泡份额减小,间接地证明了格架对临界热流密度(CHF)的提升作用。     

基于丝网传感器的5×5棒束通道空泡分布测量研究

为研究压水反应堆燃料组件棒束通道内的两相分布规律,设计并制造了适用于棒束通道的丝网传感器模块,开展了5×5棒束通道内空气-水泡状流的空泡分布测量实验,分析了棒束通道内空泡份额的分布规律及气泡尺寸对空泡分布的影响。实验结果表明,发生横升力方向反转的小气泡在壁面附近聚集、大尺寸气泡则聚集在子通道中心;常温常压下发生横升力方向反转的临界气泡直径在4~6 mm之间,证明了横升力模型在棒束通道中的适用性。      

5×5棒束通道中简单支撑格架对流动过冷沸腾传热的影响分析

采用壁面热分配模型(即RPI模型)对PSBT基准题中的5×5均匀加热全长棒束过冷沸腾传热进行了数值模拟研究。重点分析了加热段末端搅混格架（MVG）下游简单支撑格架（SSG）对棒束通道内流动过冷沸腾传热特性的影响。在水力特性方面,研究发现SSG的形阻压降约为MVG的53%,且对棒束通道内的横向流动具有显著抑制作用。为反映SSG对搅混过程的影响,采用子通道平均横流速度比沿轴向的发展过程对其进行了分析。分析发现,在SSG附近横流速度比迅速衰减,衰减后的横流速度比与光棒束时的大小相当。由于SSG对横流过程的破坏,改变了发热表面的传热特性,在其下游气相迅速包覆加热表面,蒸发热流密度较无SSG情况偏高5%,加热段末端空泡份额偏高0.006,壁面过热度偏高0.3 ℃。     

轴向非均匀加热对并联通道流动不稳定性的影响

基于均相流模型建立并联通道系统的控制方程,采用交错网格技术和半隐式差分离散控制方程,并使用追赶法求解来模拟并联通道的两相流动特征。采用轴向余弦功率加热模拟轴向非均匀功率加热。运用小扰动法,获得了不同压力、入口过冷度和轴向功率加热方式下的稳定性边界（MSB）和三维不稳定性空间。对于余弦和均匀功率加热,系统稳定性均随系统压力的增大而增强。余弦功率加热在高过冷度区降低并联通道系统稳定性,而在低过冷度区增强系统稳定性。随进口阻力系数的增加,处于余弦功率加热的并联通道系统稳定性增强,MSB的拐点逐渐向高过冷度区移动。     

过冷沸腾工况下不同刚凸结构对定位格架热工水力性能影响的数值模拟分析

刚凸作为格架的重要组成部件之一,对于燃料棒的支撑和格架内部的流动均至关重要。采用CFX软件,对3种不同刚凸结构的5×5格架在过冷沸腾工况下两相流动与换热情况展开分析研究。在简单几何通道中对比计算得到的平均空泡份额与实验数据的结果,对采用的两相CFD模型进行验证。将验证过后的模型运用到之后的棒束两相分析中,在合理的CFD两相模型与充分发展的计算域选取的基础上,从压降、速度和空泡份额分布3个角度,定性评价刚凸结构对格架热工水力性能的影响。     

花瓣形燃料元件棒束通道内过冷流动沸腾特性数值研究

花瓣形燃料元件具有换热性能强和无需定位格架等优点，能进一步提高反应堆的功率密度和经济性。为此，本文利用欧拉两流体模型，同时结合RPI壁面沸腾模型，对2×2花瓣形燃料元件棒束通道内过冷流动沸腾特性开展数值研究。通过圆管过冷沸腾实验数据验证了模型的准确性。开展了流速和热流密度参数对花瓣形燃料元件棒束通道内流动、换热及空泡份额分布影响的数值研究。结果表明，通道内冷却剂的流动速度分布不均匀；横向流动沿主流方向存在波动；空泡份额在燃料元件的内凹弧与外凸弧处表现出较大差异；同时，由于流场和换热形式的不同，导致燃料元件的周向壁面温度呈现不均匀分布，横向流动的存在影响着壁面热流分配情况。     

轴向功率分布对超临界水流动不稳定性的影响研究

针对超临界水并联通道系统,采用交错网格技术和半隐式差分格式进行离散,选主元高斯-约当消去法求解离散控制方程。验证了计算模型的准确性以均匀功率分布为基准轴向功率分布,采用下峰值功率分布、余弦功率分布和上峰值功率分布模拟轴向非均匀分布。分别对4种不同轴向功率分布下超临界水并联通道系统的稳定性边界进行瞬态计算。结果表明:相对于均匀功率分布,在整个拟过冷度区域,下峰值功率分布会降低系统的稳定性,而上峰值功率分布会增强系统的稳定性。在高拟过冷度数区域,余弦功率分布会降低系统的稳定性,而在低拟过冷度数区域将增强系统的稳定性。提出了拟单相压降比的概念来分析轴向功率分布对超临界水并联通道系统稳定性的影响机理。     

秦山重水堆CPPF因子的修正

随着机组的老化,秦山重水堆堆芯燃料冷却能力下降,需要定期对区域超功率保护（ROP）停堆整定值（TSP）进行完整分析,以确保反应堆运行安全。分析结果通过修正用于停堆系统ROP探测器校正的通道功率峰值因子（CPPF）进行应用,并实现对热工水力、压力管蠕变等参数的持续跟踪。本文重点分析CPPF的ROP相关参数修正方法,并通过1号机组实际运行数据,分析修正前后相关参数的对比,以及修正后对换料等机组运行产生的影响,最后总结可以采取的运行优化和应对措施。      

Probabilistic method for determining optimal ROP detector locations in the CANDU-6 reactor

In order to maximize the regional overpower protection (ROP) trip margin under any condition in the CANada Deuterium Uranium (CANDU) reactors, several methods have been devised and applied at the sites, such as steam generator cleaning and adjustor rod lock-in. However, the operating margins obtained from these techniques are calculated based on the current locations of the fixed in-core ROP detectors. There is a possibility for increasing the trip margin if insignificant ROP detectors are removed and new critical detectors are added at different positions that do not conflict with the current locations. In fact, AECL had proposed such a deterministic detector layout optimization (DLO) technique to minimize the number of ROP detectors in 1998. However, this deterministic approach could not propose the best or optimized three-channel solution for each shutdown system, which has the maximum trip setpoint. Recently, in order to overcome the defect of the current DLO method, KEPRI adopted a probabilistic approach to determine the ROP detector location and incorporated it in the ROP design code, ROVER-K. To verify the applicability of the new method, the optimal ROP shutdown system was obtained for an initial and aged core condition, respectively, based on only the current 58 detector locations. The results show that the total number of ROP detectors decreases from 58 to 46 or 49 and the small TSP gain is obtained simultaneously based on the re-arranged best three safety channels. Therefore, the new method can be used to select the best ROP detector locations and also to estimate the optimal ROP TSP for an aged CANDU reactor to recover the operation margin.     

反应堆燃料棒~(131)I泄漏危害与防护

反应堆如发生燃料破损,~(131)I等裂变气体会通过破损包壳释放到厂房中增加人员内照射风险。以CPR1000机组为例分析表明:即使1根燃料棒破损也会对工作人员带来内照射风险,破损达运行限值0.25%时,即使投运净化系统,也需对人员采取防护措施。本文结合实际核电厂运行经验探讨了放射性碘危害的控制和防护措施。     

CAP1400非能动余热排出系统自然循环试验风险分析与应对措施

大型先进压水堆(CAP1400)非能动余热排出系统(PRHR)自然循环试验是CAP1400首堆试验项目之一,也是调试期间的重大瞬态试验。试验过程中,由于反应堆一回路温度、压力和液位等参数剧烈变化,增大了试验风险,对机组运行控制提出了较高要求。本文在AP1000调试实践的基础上,从降低自然循环试验风险角度分析提出利用功率运行后的真实衰变热执行本试验。同时针对试验过程一回路压力、温度,稳压器(PZR)液位及堆外源量程等参数剧烈变化产生的安全风险分析,并制定相应的应对措施,为后续CAP1400 PRHR自然循环试验安全实施提供有力支撑。     

华龙一号海外首堆反应堆控制系统优化设计

反应堆控制系统是核电厂重要仪控系统之一,对保障核电厂的正常运行起着重要作用。为确保控制系统在核电厂运行过程中的良好控制品质和减少现场调试时间,有必要在设计阶段通过仿真研究对控制系统参数进行优化设计。分析了三代核电华龙一号（HPR 1000）海外首堆的反应堆控制系统功能,对各控制系统被控变量进行了说明;在此基础上,对控制系统参数优化流程进行说明;利用核电厂数字化仿真工具,通过系统建模仿真对控制系统参数进行敏感性分析,根据不同参数取值下的系统静态和动态响应特性得到较优的控制系统参数,经性能验证满足设计要求。所获得的反应堆控制系统参数已用于海外华龙一号首堆反应堆控制系统设计,并用于指导核电厂现场调试和核电厂运行。      

Design of online control and monitoring software for the CPPF system in the CMS Level-1 trigger upgrade

The concentration preprocessing and fan-out(CPPF) system is one of the electronic subsystems of the upgraded Compact Muon Solenoid(CMS) Level-1 trigger system. It includes, in hardware, eight specially designed CPPF cards, one CMS card called AMC13, one commercial Micro-TCA Carrier HUB(MCH) card, and a MicroTCA shelf. Powerful online software is needed for the system, including providing reliable configuration and monitoring for the hardware, and a graphical interface for executing all actions and publishing monitoring messages.Further, to control and monitor the large amount of homogeneous hardware, the SoftWare Automating conTrol of Common Hardware(SWATCH) concept was proposed and developed. The SWATCH provides a generic structure and is flexible for customization. The structure includes a hardware access library based on the IPbus protocol, which assumes a virtual 32-bit address/32-bit data bus and builds a simple hardware access layer. Furthermore, the structure provides a graphical user interface, which is based on modern web technology and is accessible by web page. The CPPF controlling and monitoring online software was also customized from a common SWATCH cell, and provides afinite state machine(FSM) for configuring the entire CPPF hardware, and five monitoring objects for periodically collecting monitoring data from five main functional modules in the CPPF hardware. This paper introduces the details of the CPPF SWATCH cell development.     

离心泵主要性能参数与反应堆安全运行

以离心泵的主要性能参数为依据。讨论了反应堆在运行过程中需要注意的问题：以高通量工程试验堆（HFETR）运行为背景，归纳了高心泵在运行过程中容易出现的10种典型故障；运用离心泵的基础知识，可帮助运行人员迅速发现，判断和处理离心泵在运行时发生的故障，保证反应堆安全运行。     

CPR1000核电机组延伸运行优化控制

延伸运行（SO）是压水堆核电机组灵活运行的重要手段,研究如何提升机组SO模式下的安全性和经济性具有重要意义。针对某中国改进型三环路压水堆（CPR1000）核电机组某次SO模式下一回路平均温度、堆芯热功率、堆芯轴向功率偏差和温度调节棒棒位等重要参数存在波动的案例,研究表明波动的主要原因是由于该CPR1000核电机组的汽轮机高压调节阀运行在流量特性曲线的陡峭区,导致阀门开度在外部扰动影响下产生波动,并诱发主蒸汽流量、一回路平均温度等重要参数的波动。结合该核电机组设备的运行特性,提出优化高压调节阀流量特性曲线和优化主蒸汽流量限值等策略来提高机组SO期间安全性和经济性。数台CPR1000核电机组采用SO模式的工程实践案例验证了该策略的有效性。      

Influence of automatic regulator parameters on power transition processes of the IBR-2 reactor

Using a model of the IBR-2 reactor based on the block structure with z-transformation of constants and experimentally determined feedback parameters, power transition processes have been evaluated at different values of the parameters of the automatic power regulator (APR). It has been shown that, at regular reactivity excitations, the best transition processes correspond to higher APR rates at the elimination of the APR smoothing unit. The recommendations are given for choosing the APR parameters when at normal operation of the IBR-2 reactor there are random reactivity excitations.     

高温气冷堆不确定性分析的新进展

球床高温气冷堆由于采用流动球床堆芯和燃料多次通过的运行方式,不能直接套用轻水堆中一般采用的“系统分解,逐级传递”的分析思路,其不确定性的传播和分析具有特殊性。清华大学核能与新能源技术研究院基于高温气冷堆的设计分析经验,开展了高温堆的不确定性研究,并取得了一些进展。目前高温气冷堆已建立起完整的不确定性分析计算框架。在此框架内,基于VSOP程序,开发能反映球床高温气冷堆实际运行特点的不确定性分析程序VSOP-UAM,实现了核数据不确定性隐式效应和显式效应的完整分析。然后使用SCALE/TSUNAMI-3D和VSOP-UAM程序,建立燃料球、堆芯单元、初装堆芯和平衡堆芯的分析模型,量化了核数据的不确定性对各种模型关键参数的影响。此外,还量化了球流混流效应、燃料富集度、燃料孔隙率这些球床堆芯参数的不确定性对堆芯有效增殖因数k_eff和功率分布的影响。从计算结果可看出,高温气冷堆的不确定性分析显示出了有别于传统轻水堆的结果。