低压自然循环系统流量漂移及平行通道的不稳定性研究

利用STEADY-LHTR程序,对清华大学核能技术设计研究院所设计的200MW核供热堆的两相流动系统的稳定性、并联通道流动不稳定性的现象作了描述和机理分析。对200MW核供热堆自然循环系统流动特性作了大量的分析计算,计算结果以表图形式给出。计算结果表明,①200MW核供热堆自然循环的流量随堆芯入口温度的升高而稍有增加。②额定设计工况下,反应堆的自然循环系统有很好的流动稳定性。③在额定压力2.0MPa下,堆芯入口温度接近155℃时,自然循环系统可能出现莱迪内格不稳定及平行通道不稳定流动。     

核供热堆不能完全停堆的失水事故中主回路自然循环断流实验

５ＭＷ核供热堆和２００ＭＷ核供热堆的主回路是一体化的自然循环系统。在破口失水事故中，当液位降至低于主换热器入口上沿以后会发生主回路冷却剂自然循环的断流过程，影响堆芯的冷却和系统的稳定性。当发生失水事故而且反应堆又不能安全停堆时这种影响更大。在５ＭＷ核供热堆热工水力模拟回路ＨＲＴＬ－５上进行了实验。     

5MW核供热堆动态过程不稳定性研究

5MW核供热堆是一个低温、低压、自然循环壳式反应堆。在5MW核供热堆初始设计的断电ATWS事故分析中,曾发现安全阀打开后,反应堆发生大幅度的功率振荡。这种现象对反应堆的安全十分不利,是不能允许的。该种振荡属于密度波不稳定性,是由于在反应堆失去热阱且不能紧急停堆情况下,堆芯入口过冷度随系统压力升高而增加,系统进入不稳定区所造成的。通过在下降管中加装适当大小导流器,减少下降管的动态时间延迟,使堆芯入口水温较早地上升,不使堆芯入口过冷度过多地增加,可防止这种大幅度动率振荡的发生。     

5MW核供热堆动态过程不稳定性研究

5MW核供热堆是一个低温、低压、自然循环壳式反应堆。在5MW核供热堆初始设计的断电ATWS事故分析中,曾发现安全阀打开后,反应堆发生大幅度的功率振荡。这种现象对反应堆的安全十分不利,是不能允许的。该种振荡属于密度波不稳定性,是由于在反应堆失去热阱且不能紧急停堆情况下,堆芯入口过冷度随系统压力升高而增加,系统进入不稳定区所造成的。通过在下降管中加装适当大小导流器,减少下降管的动态时间延迟,使堆芯入口水温较早地上升,不使堆芯入口过冷度过多地增加,即可防止这种大幅度动率振荡的发生。     

5MW核供热试验堆主回路系统阻力系数测定实验研究

叙述了5MW核供热试验堆燃料组件入口和主换热器一次侧阻力系数测定实验。由于供热堆主回路是一体化布置和自然循环的系统,而燃料组件入口和主换热器一次侧是主回路系统中的主要阻力部件,因此,测定这两部分的阻力系数对供热堆的水力学设计和堆芯结构设计具有重要意义。试验用燃料组件及有关堆芯入口构件的尺寸按1:1进行设计。试验系统是一个常温低压水力试验系统,试验通过调节本体前后的节流阀对回路流量和试验工况进行控制。试验确定了5MW核供热试验堆三类元件的阻力系数。主换热器模型用有机玻璃制造,模型与实体的几何比例为1:2。试验测得主换热器一次侧总阻力系数为145。结果表明它们的阻力系数完全满足采用一体化布置和自然循环的供热堆的水力学设计要求。     

5MW核供热试验堆主回路系统阻力系数测定实验研究

叙述了5MW核供热试验堆燃料组件入口和主换热器一次侧阻力系数测定实验。由于供热堆主回路是一体化布置和自然循环的系统,而燃料组件入口和主换热器一次侧是主回路系统中的主要阻力部件,因此,测定这两部分的阻力系数对供热堆的水力学设计和堆芯结构设计具有重要意义。试验用燃料组件及有关堆芯入口构件的尺寸按1:1进行设计。试验系统是一个常温低压水力试验系统,试验通过调节本体前后的节流阀对回路流量和试验工况进行控制。试验确定了5MW核供热试验堆三类元件的阻力系数。主换热器模型用有机玻璃制造,模型与实体的几何比例为1:2。试验测得主换热器一次侧总阻力系数为145。结果表明它们的阻力系数完全满足采用一体化布置和自然循环的供热堆的水力学设计要求。     

小型核供热堆负荷跟踪瞬态和反应性事故过程稳压特性及其稳定性研究

以清华大学的摩洛哥海水淡化项目(NHR-10)为原型,建立小型一体化自然循环核供热堆分析模型,分析负荷跟踪瞬态工况、反应性引入事故下,核供热堆稳压特性和稳定性。结果表明:一体化核供热堆的堆芯出口欠热度变化小,对于保证堆瞬态过程中堆芯内不发生沸腾十分有利;上部气室容积大小对于瞬态过程中上部气室压力变化趋势有影响;初始堆芯出口欠热度的大小对瞬变过程影响很小,对最终结果影响不大;从反应性扰动分析来看,一体化核供热堆压水运行方式时具有良好的稳定性。     

高通量研究堆堆芯热工水力分析程序THAS-PC4

针对高通量研究堆的热工水力特点和设计准则开发了堆芯子通道分析微机程序ＴＨＡＳ－ＰＣ４。该程序能够计算稳态和瞬态工况下堆芯内冷却剂的流量、温度、密度和压力等参量的分布以及燃料元件的温度场。它还可以确定临界热流密度和偏离泡核沸腾比（ＤＮＢＲ），泡核沸腾开始时的壁面温度以及流动开始不稳定时的热流密度等，以评价反应堆的安全性。     

200MW低温核供热站堆芯裸露事故序列及其频率初步分析

本文分析计算了200MW 低温核供热站堆芯裸露事故序列及其发生频率。低温核供热堆具有良好的固有安全性,因而其失水事故进展极其缓慢,即使在失去全部热阱情况下,两天之内不采取修复或站外补水等补救措施而导致的堆芯裸露频率低于2.6×10~(-10)/堆。年,若两天内采取修复或站外补水措施,堆芯裸露频率即降到可以忽略的1×10~(-12)/堆。年以下。     

低温堆和沸水堆流动不稳定因素比较分析

在实验的基础上分析了低压低干度自然循环系统中欠热沸腾、冷凝、闪蒸、以及汽空间压力等因素对两相流动不稳定的影响，并与沸水堆条件下的情况作了比较。分析表明：①自然循环系统中，欠热沸腾、冷凝、闪蒸是影响流动不稳定的重要因素，很多不稳定问题与此有关，这跟以沸水堆为背景的强迫循环系统有很大不同；②汽空间大小对系统稳定性有重要作用，在压力允许条件下，应尽量减小汽空间，提高系统稳定性。     

堆芯燃料组件中可燃毒物配置的优化

研究了200MW核供热堆(NHR-200)初始堆芯装料的可燃毒物配置的最优化问题。以最小功率峰因子为目标函数,可燃毒物的质量分数为控制变量。采用可变容差法求解非线性规划问题,得到了一个有参考价值的堆芯布置方案。该优化方法可用于反应堆物理设计     

低温核供热堆流动特性分析

实验研究在5MW核供热反应堆模拟热工水力学实验回路HRTL-5上进行。分析计算基于带有质量,蒸汽质量,能量及动量守恒方程的一维两相流漂移模型。给出了在不同系统压力,进口过冷度及热流密度条件下的稳态和动态分析结果。研究结果表明:加热段中的过冷沸腾及上升段中的闪蒸对空泡份额分布及流动稳定性有重要影响,特别是在低压条件下;在相当宽的两相流条件下,加热段中只发生过冷沸腾;对于沸水设计工况的5MW低温堆,其堆芯出口温度尚未达到饱和。描述了两相流振荡机理,即“零阻降”机理。在进     

NHR—200堆芯旁通区三维流动传热数值分析

应用三维CFD软件PHOENICS－3．2,计算了200MW低温供热堆（NHR－200）堆芯旁通区及上腔室的流场和温场。分析了在堆芯与围板间的乏燃料存放区上端不同档板布置方案下的流场和温场,并考虑了旁通流量的影响。自然对流对流场和温场的影响不大,不会改变主流方向。在计算区域内,除主流外,还有由堆芯旁通区的下部流通面积突扩造成的一回流区及上腔室堆芯出口流通面积突扩和自然对流而形成的一大回流区。加挡板可阻挡上部大回流区对堆芯旁通区的影响,降低堆芯旁通区流体温度的变化。     

过冷沸腾自然循环稳定性实验研究

报道了低压压水运行工况下自然循环系统中过冷沸腾引起的两相流流动稳定性研究结果。研究工作是在清华大学核能技术研究所的低温堆全尺寸、全参数热工水力学实验系统HRTL-5上进行的,采用了可视化研究与数据记录分析相结合的研究方法,研究了不同系统压力、不同进口过冷度条件下,加热段出口从单相流动、过冷沸腾,到低干度容积沸腾整个范围内自然循环系统的稳定性特征。研究发现了低压过冷沸腾自然循环不稳定现象。在较宽的过冷度范围内存在着多种不同模式的流量振荡,在特定条件下存在着自然循环流量静态漂移。研究结果对低压压水运行的自然循环系统,例如,壳式一体化自然循环供热堆和池式低温供热堆的热工设计和安全分析论证及启动方式研究都具有重要意义。     

过冷沸腾自然循环稳定性实验研究

报道了低压压水运行工况下自然循环系统中过冷沸腾引起的两相流流动稳定性研究结果。研究工作是在清华大学核能技术设计研究院的低温堆全尺寸、全参数热工水力学实验系统HRTL-5上进行的,采用了可视化研究与数据记录分析相结合的研究方法,研究了不同系统压力、不同进口过冷度条件下,加热段出口从单相流动、过冷沸腾,到低干度容积沸腾整个范围内自然循环系统的稳定性特征。研究发现了低压过冷沸腾自然循环不稳定现象。在较宽的过冷度范围内存在着多种不同模式的流量振荡,在特定条件下存在着自然循环流量静态漂移。研究结果对低压压水运行的自然循环系统,例如,壳式一体化自然循环供热堆和池式低温供热堆的热工设计和安全分析论证及启动方式研究都具有重要意义。     

堆芯燃料组件中可燃毒物配置的优化(英文)

研究了200MW核供热堆(NHR-200)初始堆芯装料的可燃毒物配置的最优化问题。以最小功率峰因子为目标函数,可燃毒物的质量分数为控制变量。采用可变容差法求解非线性规划问题,得到了一个有参考价值的堆芯布置方案。该优化方法可用于反应堆物理设计中。     

200MW低温供热堆的物理设计

介绍了200MW 低温供热堆的物理设计及使用的计算软件。讨论了堆芯装换料,水铀比的选取以及过剩反应性的控制等问题。并结合首炉堆芯设计着重论述了钆可燃毒物的特性及设计问题。     

200MW核供热堆两相流密度波不稳定性实验的Shannon信息熵特性研究

在200MW核供热堆热工实验台架上,利用信息论原理,研究两相流密度波不稳定性的Shannon信息熵特性。通过调节加热功率、运行压力和冷却剂入口过冷度,获得534种工况下加热流道入口压降的实验数据?计算不同工况下的Shannon信息熵,发现具有高的负Shannon信息熵(负熵)的实验工况是不稳定的,而具有低的负熵的实验工况是稳定的。负Shannon信息熵类似很多场合中使用的能量,可以成为衡量系统稳定性的尺度。     

低温核供热堆流动特性分析(英文)

实验研究在5MW核供热反应堆模拟热工水力学实验回路HRTL-5上进行。分析计算基于带有质量,蒸汽质量,能量及动量守恒方程的一维两相流漂移模型。给出了在不同系统压力,进口过冷度及热流密度条件下的稳态和动态分析结果。研究结果表明:加热段中的过冷沸腾及上升段中的闪蒸对空泡份额分布及流动稳定性有重要影响,特别是在低压条件下;在相当宽的两相流条件下,加热段中只发生过冷沸腾;对于沸水设计工况的5MW低温堆,其堆芯出口温度尚未达到饱和。描述了两相流振荡机理,即“零阻降”机理。在进口过冷度相当宽范围内(OK<ΔT<28K),对系统流条件,存在3个区域,即稳定的两相流,整体和过冷沸腾不稳定流和过冷沸腾以及单相稳定流。给出了系统流量在小热流密度扰动下的响应特性。在此基础上给出了稳定边界图的计算和实验值。     

上置式水力驱动控制棒

为提高200MW低温核供热堆经济性，对控制棒结构进行优化设计。在新的控制棒方案中，将控制棒驱动缸移到堆芯活化区以上，控制棒由浮动式活塞带动上下移动。由于驱动缸移出堆芯，燃料组件排布不再缺角，减小了堆的水铀比和堆内的中子吸收，增加了堆的运行时间。适当地加大驱动缸的直径和壁厚，有效降低了制造难度，提高了控制棒运行的可靠性。通过数值计算，分析了上置式水力驱动控制棒的落棒时间。