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。     

套管式直流蒸汽发生器动态特性仿真研究

套管式直流蒸汽发生器是一种采用双面传热的新型蒸汽发生器.在中心管和环管外侧与环形通道流体间热流密度相等的假设基础上,合理选择集中参数并应用可动边界的处理方法对套管式直流蒸汽发生器传热管进行了动态仿真.仿真结果与热工水力定性机理分析结果及相关的试验结果相符,从而验证了仿真方法是有效的.     

示范快堆给水控制系统仿真研究

针对示范快堆每个环路设置多个直流式蒸汽发生器模块的特点,提出集中控制环路给水流量和单独控制环路内各模块给水流量的控制方案,并搭建了给水控制系统的仿真模型;分别对2种给水控制方案进行仿真研究,分析在2种给水控制方案下各模块蒸发器出口钠温和蒸汽过热度的变化规律。研究结果表明:集中控制环路给水流量的控制方案更有利于保证蒸发器出口蒸汽过热度的安全限值,而单独控制环路内各模块给水流量的控制方案更有利于蒸发器出口钠温的控制。     

HTR-PM直流蒸汽发生器的建模与分析

球床模块式高温气冷堆核电站示范工程（HTR-PM）采用两座模块式高温气冷堆带一台汽轮发电机组的技术方案,为了开展其运行特性研究,清华大学核能与新能源技术研究院开发了针对HTR-PM的工程模拟机,其中螺旋管式直流蒸汽发生器的模型还需进一步完善。本文深入分析了螺旋管式直流蒸汽发生器的流动、换热规律,明确了蒸汽发生器一次侧和二次侧的流动与换热模型,通过对稳态工况中分布数据的详细分析,说明了模拟结果的正确性。为适应更多模块的高温气冷堆核电站的运行分析要求,通过网格划分方案的讨论与优化,在保证实时性的前提下,提高了蒸汽发生器中流动与换热模拟的准确性,为下一步采用工程模拟机开展其运行特性研究打下基础。     

负荷跟踪中直流蒸汽发生器的动态特性仿真计算

采用集中参数处理方法,把直流蒸气发生器二次侧按流体相变分区,建立了动态热工水力模型。同时该模型在相变交界面上可动边界,使模型更切合实际运行工况。计算表明,用这一处理方法,即满足了一定的精度要求,又缩减了计算时间,是直流蒸汽发生器的动态仿真和进行控制特性分析十分有效的方法。     

直流蒸汽发生器给水控制半实物仿真系统

采用直流蒸汽发生器的核动力装置是一个多变量耦合的复杂被控对象,为了对其给水控制系统进行研究,设计了一个直流蒸汽发生器给水控制半实物闭环仿真系统.该系统由实时仿真系统、给水控制系统物理设备和仿真过程管理系统组成.给水控制系统物理设备采集实时仿真系统提供的参数信号,并输出控制信号至电动执行机构.半实物闭环控制仿真试验表明,该仿真系统具有较好负荷跟踪能力,可为实际直流蒸汽发生器控制系统的设计及运行提供技术指导.     

钠冷快堆蒸汽发生器的模块化模型及瞬态仿真研究

研究了钠冷快堆电厂直管式直流蒸汽发生器可移动边界的模块化模型。采用ＭＡＴＬＡＢ语言,Ｃ语言编程与ＳＩＭＵＬＩＮＫ仿真工具相结合的建模方法,建立了仿真系统,对直管式直流蒸汽发生器的瞬态特性进行了研究,并获得了令人满意的结果。     

直管式直流蒸汽发生器的热工水力特性分析与计算

采用可移动边界差分法对流体的基本守恒方程进行差分，将流体各参数及节点的位置转化为时间的函数，通过设定各传热区间边界点的特征，求出各传热区的长度及边界点。选用了合适的传热关系式，编制了直流蒸汽发生器的稳态及瞬态热工水力特性分析计算程序ＭＯＦＳ，对Ｂ＆Ｗ公司的１９管直管式直流蒸汽发生器实验装置进行稳态计算，与实验数据取得了很好的一致，与ＴＲＡＣＰＦ１等计算程序的计算结果符合也很好。     

套管式直流蒸汽发生器动态实时仿真研究

基于基本的流体质量、能量和动量守恒原理,建立了套管式直流蒸汽发生器的动态数学模型。该模型采用集总参数和移动边界的建模方法,将直流蒸汽发生器流道分为欠热段、沸腾段和过热段。采用Gear算法求解,对建立的模型进行稳态和动态仿真,并利用RELAP程序进行校验。结果表明：所建立的模型是正确和有效的,能用来进行直流蒸汽发生器的动态特性实时仿真。     

钠冷快堆直流式蒸汽发生器节流装置阻力特性研究

钠冷快堆采用直流式蒸汽发生器,为了抑制其产生两相流动不稳定性现象,需在蒸汽发生器换热管入口设置节流装置.由于节流装置设计为非常规的几何结构,必须通过试验研究确定节流装置的阻力系数以及几何结构参数变化对于其阻力特性的影响规律.本文以蒸汽发生器节流装置为研究对象,通过试验研究了孔径尺寸、雷诺数变化对于节流装置阻力特性的影响...     

快堆钠-水直流蒸汽发生器七管样机热工水力特性分析

钠-水直流蒸汽发生器是钠冷快堆主热传输系统的关键设备之一,其结构及内部的传热现象是十分复杂的。管内外侧的介质及压力不同,管内侧为高温高压的水/蒸汽,存在复杂的两相流动传热传质现象;管外侧为高温液态金属钠,沿换热管高度方向存在较大的钠温变化。本文以钠-水直流蒸汽发生器七管样机为研究对象,对其热工水力特性进行了CFD分析和实验研究,CFD分析结果和实验结果吻合较好,验证了CFD分析所采用的数学模型和数值方法的可靠性。结果表明,钠-水直流蒸汽发生器七管样机的传热面积是足够的,达到了设计指标要求,其界限质量含汽率约为0.42,临界热流密度约为451.98 kW/m²,从而确定了蒸干点的位置。     

直流蒸汽发生器控制系统研究

在所建立的直流蒸汽发生器动态数学模型基础上,研究和分析了直流蒸汽发生器在各种扰动下尤其在负荷变化下的响应,得到了在这些扰动下直流蒸汽发生器压力和各段长度的变化规律。在此基础上研究了串级控制系统和基于神经网络的自学习模糊控制系统,并进行了控制系统仿真研究,结果显示两种控制系统都具有较好的控制能力。研究结果对实际直流蒸汽发生器的控制系统设计具有一定的指导意义。     

直流蒸汽发生器分区域比例积分微分给水控制系统研究

直流蒸汽发生器(OTSG)对给水控制的要求较高。在常规比例-积分-微分(PID)控制系统的基础上,引入分区域控制方法,并结合三冲量控制方法,设计三冲量分区域PID给水控制系统。仿真结果表明,在负荷扰动时,OTSG在该控制系统作用下超调量更小,稳定时间更短,控制性能得到了提高,具有一定的工程应用价值。     

Experiment and Verification Test of the Once-through Steam Generator of the 10 MW High-temperature Gas-cooled Reactor Flow Stability of the Once-through Steam Generator

In January 2003, the 10MW High-temperature Gas-cooled Reactor (HTR-10) reached its full power for continuous operation of seventy-two hours in the Institute of Nuclear Energy Technology, Tsinghua University. The reactor operated smoothlyqbthe design parameters were successfully attained.

The once-through steam generator (SG) is one of key equipments of the HTR-10 reactor. The SG includes 30 modular heating helical tube assemblies. There are two thermal hydraulic requirements to be satisfied for the once-through steam generator: (1) enough heat transfer surface; (2) qualified steam can be produced under rated electrical generation power, and water-steam two phase flow un-stability can be avoided. In order to obtain the thermal hydraulic characteristics of the SG reliably, before design, a numerical code was developed for the design, and a full-scale test loop with two heating tubes as model was established, and series experiments had been carried out.

The purpose of this paper is to introduce the design of SG and researches on the stability of small bending radius helical coil-pipe used in HTR-10, for exempla, the effects of outlet steam pressure, inlet water sub-cooling degree, thermal power and inlet throttling degree. Up to now, the SG has experienced full power operation smoothly, and approvingly reached its original design requirements.

In the paper, some operational experimental data of the HTR-10 S.G have been presented.     

螺旋管式直流蒸汽发生器热工水力分析模型

基于混合流模型的质量、动量和能量守恒方程,采用可移动边界法建立了压水堆螺旋管式直流蒸汽发生器的稳态和动态分析模型。模型将二次侧传热区域分为预热段、蒸发段和过热段,且考虑了缺液区传热。通过对国际革新与安全反应堆(IRIS)螺旋管式直流蒸汽发生器的模拟,对模型进行了验证。结果表明,本文所建立的稳态和动态模型合理,稳态计算结果与设计值符合良好,动态仿真符合热工水力学及其定性机理分析结果。     

钠冷快堆直流式蒸汽发生器固定网格与滑移网格模型对比分析

根据钠冷快堆核电厂直流式蒸汽发生器(OTSG)的热工水力特性,基于固定网格模型和滑移网格模型编制了OTSG瞬态分析程序OTAC。对美国能源技术工程中心(ETEC)的OTSG停闭实验进行了模拟,并将计算值与实验值作了对比分析。结果发现,两种模型的计算值与实验值吻合较好,其中固定网格模型只有在网格数目足够多时才能避免计算结果的突跳,而滑移网格模型可在较少网格数目下取得很好的计算效果,提高了数值稳定性,避免了计算结果的不连续。     

两相流模型在直流蒸汽发生器热工水力分析中的比较研究

根据组成气液两相流基本场方程数量所反映的流动与传热特性的不同,两相流方程分为三方程、四方程、五方程和六方程模型,结合流动压降模型、传热模型、两相相互作用模型以及流动工质的状态参数和结构材料热物性等辅助关系式,可很好地对蒸汽产生系统进行设计和研究分析。本文分析了不同数量的两相流场方程的特点和局限性,结合直管式直流蒸汽发生器实验装置,分别选取最佳估算程序中4种不同的两相流场方程计算模型进行流动传热计算分析,重点比较了强制流动的单相过冷水被加热至单相过热蒸汽过程中的压力与传热特性,从而给出不同场方程的两相流模型在分析具有较大相变过程中的差异性,验证了RELAP5程序和RETRAN-3D程序计算分析直流蒸汽发生器的能力。结果表明,RELAP5程序的六方程模型更适合模拟直流蒸汽发生器。     

套管式直流蒸汽发生器负荷跟动态特性分析

新型核动力装置采用紧凑型的套管式直流蒸汽发生器,根据传热特点,对其热工特性进行了分析。采用主冷却剂平均温度不变和二回路侧蒸汽压力不变的双恒定运行方案及经典PID控制器和负荷跟随运行模式,结合SCDAP/RELAP5/MOD3.4程序,研究了套管式直流蒸汽发生器的动态特性,分析了降负荷时套管式直流蒸汽发生器的动态响应过程。结果表明,通过优化PID控制器参数,对给水流量进行精确控制,可满足蒸汽压力恒定的控制策略,实现双恒定运行方案,使一、二回路的运行达到较好的协调;套管式直流蒸汽发生器升降功率速度快,蒸汽压力稳定,且动态响应时间短。     

直流蒸汽发生器传热管破裂事故分析

通过对直流蒸汽发生器传热管破裂（SGTR）事故的分析,可看出RELAP5瞬态分析程序能较好地模拟一体化反应堆在SGTR事故后的事件响应序列及主要热工水力现象,例如环路的不对称效应、主回路的自然循环等。一体化反应堆在发生SGTR事故后,可通过一系列安全与保护系统的动作得到有效缓解,并最终能应用非能动余热排出系统（PRHRS）的自然循环导出堆芯余热,使反应堆处于安全状态。同时,受事故影响蒸汽发生器压力在PRHRS投入运行后会快速升高,最终与一回路压力相平衡,此后,破口处的泄漏也会终止。此外,本文还研究了破口处临界流量及其积分流量结果不确定性的影响因素,其中主要考虑了采用不同的临界流模型和破口建模方式等两个方面。