基于时间常数的核电厂主循环泵惰转模型开发与验证

在核电厂初步设计阶段,针对反应堆进行的工况设计和安全分析均需要泵的惰转模型提供输入。现有泵的惰转模型几乎都需要已知泵的设计参数和管路系统阻力特性,但在电厂初步设计阶段,泵的详细结构设计尚未开展,管路阻力特性也难以获取。针对上述问题,提出了两种基于时间常数的主泵惰转特性曲线计算模型,并采用核电厂主循环泵的惰转试验数据进行了对比验证。分析结果表明,模型A在高转速时与试验值吻合较好,低转速时偏差较大,而模型B在整个惰转过程中与试验值均较接近,可用于核电厂的工况设计和安全分析。     

基于额定参数的核主泵惰转工况计算模型

针对突发断电事故下的核主泵惰转工况,基于额定参数提出惰转转速与惰转流量特性曲线计算模型,并通过100D型核主泵惰转试验数据对推导的模型予以验证。结果表明,该计算模型可用于核主泵初步设计计算和验证分析。基于该模型进一步得到了核主泵惰转设计准则,并验证了AP1000核主泵设计转动惯量。     

高温气冷堆主氦风机惰转特性研究

高温气冷堆主氦风机与压水堆主泵一样,均为反应堆一回路的关键设备.在反应堆正常工况下,两者具有相同的功能要求,但在事故工况时,因反应堆的运行特性不同,其功能要求各异.目前,对压水堆主泵的惰转特性已有大量的实验研究和实际运行结果,但有关主氦风机惰转特性的实验研究与理论研究还很缺乏.本文结合风机的气动特性与高温气冷堆一回路的阻力特性,从理论上研究高温气冷堆主氦风机的惰转特性,建立主氦风机惰转时的流量与转速的预测公式,并给出其数值预测结果,为高温气冷堆设计的初步安全分析提供依据.     

核电主泵失电惰转时推力轴承动态特性分析

分析了核电主泵冷、热态工况下失电惰转时推力轴承的动态特性。首先推导了转子轴向力的变化关系式,并基于雷诺润滑理论对推力轴承进行了数学建模,采用有限差分法进行数值计算并编制了计算程序。利用程序对主泵推力轴承若干设计工况进行了验算,结果与设计预期相符。随后利用计算程序分别对冷、热态工况下主泵失电惰转时推力轴承的动态特性进行了模拟,结果表明:热态工况下主泵惰转至低转速时推力轴承最小油膜厚度低于经验安全值,且最高温度迅速上升,对主泵惰转不利;冷态工况下惰转预计是安全的。     

反应堆冷却剂泵惯量设计影响因素研究

主泵惯量设计应考虑主泵本身和回路特性的综合影响。本文建立了基于四象限特性的主泵惰转数值计算模型,评估主泵本身和回路特性对主泵惰转的影响。结果表明,转动惯量、摩擦损失等主泵因素,沿程阻力、局部阻力等回路因素均影响主泵惰转流量特性,但惰转转速下降主要与主泵本身因素相关,与回路因素关系不大。采用初始动能比ε表征主泵惯性和回路流体惯性的综合影响,流量下降相对转速下降的滞后程度与ε线性相关。对于ε较大的回路,应充分考虑惰转流量的滞后影响,避免主泵转动惯量设计采用过大的裕量,造成机组效率下降和设计难度提高。     

基于RELAP5的主泵试验台架建模及特性分析

本文依据大功率压水堆主泵及试验台架设计参数,通过RELAP5程序建立主泵试验台架模型。并依据主泵样机试验规范对热态试验、惰转试验、汽蚀试验工况进行模拟分析。通过与热态试验、惰转试验工况的理论值比较,验证RELAP5建模的准确性。对于惰转试验工况,记录惰转流量、扬程随时间的瞬态变化。对于汽蚀试验工况,随着体积流量的减小,发生汽蚀现象的入口压力减小;并且可以较准确预测发生汽蚀现象的压力点。通过对主泵试验工况的模拟分析,证明RELAP5模拟主泵试验具备一定的适用性,可为主泵试验提供指导。     

两环路核电厂反应堆冷却剂系统仿真分析

利用热流体系统仿真分析软件(Flowmaster)建立了两环路核电厂反应堆冷却剂系统(RCP)仿真模型,对功率运行稳态工况、启停堆偏环运行稳态工况、丧失厂外电主泵惰转瞬态工况进行了模拟,得到了RCP在上述工况下的运行特性参数。结果表明,仿真计算与设计值及实际运行值之间的误差小于4%,仿真模型能较好地模拟RCP的运行,为后续同类型电厂的设计优化和运行提供参考。     

考虑管路中冷却剂动能的反应堆冷却剂泵惰转计算模型

核主泵惰转惯量设计过小,一旦核电站全厂停电会造成核事故,而设计过大会极大地降低机组效率,因此惰转计算模型的准确性对于保证核电站安全和提高机组效率十分重要。本文考虑管路中冷却剂动能对反应堆冷却剂泵惰转过程的影响,通过启-停机过程中功率守恒方程和泵相似定律,推导并建立了考虑管路冷却剂影响的惰转瞬态计算模型,并给出了泵机组惰转惯量和惰转时间的简单计算公式,使计算结果更精确,工程适用范围更广泛,可应用于核工程和非核工程中惰转惯量的精准设计以及惰转时间的精准计算。      

断电事故对核主泵安全特性影响的试验研究

介绍了国内外反应堆冷却剂泵在发生各种事故情况下的理论及试验研究情况,针对核主泵断电惰转过程中的瞬态水力特性进行了试验研究,对试验结果进行了讨论.介绍了用于断电试验的试验设备及试验方法,着重分析了惰转过程中流量、转速、振动参数,并用四次多项式拟合的方法模拟惰转过程的流量、转速随时间的变化.试验结果表明:在断电瞬间,泵的流量和转速迅速下降,试验结果符合安全标准规定;轴承座位移振动在断电瞬间突然加强,在断电后一段时间转轴振动才发生变化.试验和分析结果有助于认识核主泵发生全厂断电事故时的水力特性,为核主泵的安全评价提供基础依据.     

钠冷快堆一回路主循环泵在厂外主辅电源切换工况下的运行特性研究

在厂外主辅电源切换时,为避免因一回路主循环泵（简称主泵）运行引起反应堆保护停堆或电机辅助绕组启动,对主泵惰转特性及转速控制进行分析,分别对快切和慢切工况下主泵的快速飞车启动和搜频飞车启动模式进行研究,给出了不同模式下主泵的最低转速预测模型,分析出了快切工况（断电1.5 s）下主泵最低转速为708.3 r/min,慢切工况（断电10 s）下最低转速为341.2 r/min。在主泵水台架上,用1.5 s和10 s断电试验来模拟厂外主辅电源快切和慢切工况,试验结果表明,快切工况下主泵最低转速为689r/min;慢切工况下主泵最低转速为346.7 r/min。最低转速预测值与试验值吻合较好,偏差小于3%。试验验证了主泵在主辅电源切换工况下的运行特性,可实现快切不导致反应堆保护停堆,慢切不导致辅助绕组启动,对反应堆安全运行具有指导意义。     

主泵惰转特性分析与设计方法研究

考虑主回路流体惯性和主泵转动惯量的综合作用,对主泵惰转瞬态的转速、流量计算方法进行研究。经验证,相比忽略回路影响的传统方法,考虑回路流体惯性影响后得到的计算惰转流量更接近试验测量数据。在惰转转速和流量计算方法研究基础上,提出了考虑回路流体惯性影响的惰转特性设计方法,可在不影响核安全前提下适当增加主泵转动惯量设计的灵活度。采用扣除电气损耗的机组效率作为输入参数,本文使用的惰转计算与设计方法也适用于无轴封主泵。     

反应堆冷却剂系统流量测量试验研究与设计

华龙一号（HPR1000）设置了反应堆冷却剂泵进出口压差表用于测量反应堆冷却剂系统（RCS系统）环路流量,取消了二代改进型核电机组设置的弯管流量计。环路流量测量方式的改变直接影响RCS系统流量测量试验的实施。通过研究主泵的运行特性和系统的阻力特性,提出了基于主泵电功率测量RCS系统流量的试验方法。结合理论分析结果和工程实践经验,给出了反应堆冷却剂惰走流量试验的试验方法和验收准则。研究表明,主泵电功率法可以测量RCS系统的流量,反应堆冷却剂惰走流量可以通过主泵惰转过程的转速变化进行验证。      

核主泵停机过渡过程瞬态水动力特性研究

为研究核主泵停机过渡过程中瞬态水的动力特性,通过Pro/E软件对核主泵内部流道进行三维造型,利用雷诺时均N-S方程和RNG k-ε方程,应用计算流体力学软件CFX对核主泵叶轮流道内的停机过渡过程瞬态涡变和径向力进行数值模拟计算。结果表明：叶轮出口涡量小于进口涡量,且叶轮出口涡量受叶轮与导叶动静干涉影响而呈大幅的周期性波动。在泵体与出口管交接处的涡量变化较大,与导叶出口方向相反方向处的涡量变化最大。对比3种停机惰转过渡过程中惰转模型可知,带惰轮惰转模型的径向力呈周期性波动逐渐减小;线性惰转模型与带惰轮惰转模型的径向力变化趋势类似,但其变化幅度少于线性惰转模型径向力变化幅度,t/T=0.6~1时,其径向力变化幅度接近零;常规惰转模型的径向力呈现不规律变化,t/T约为0.25时出现极大值,对核主泵的可靠运行产生较大影响。     

秦山核电厂发电机惰走保护的改进与试验

一回路主泵在核电厂中起到降低反应堆堆芯温度等重要作用,是核电厂的关键重要敏感设备。为提高秦山核电厂在出现线路发生异常跳闸等事故工况下,发变组保护中发电机惰走保护的合理性和可靠性,在保障主泵运行时间前提下,提高电厂6 kV厂用电设备电源可靠性,在秦山核电厂OT-118大修中,对发电机惰走保护逻辑及出口方式进行升级改造。变更结合原发电机惰走保护逻辑及出口方式,优化设计,同时分析国外同类型核电厂的发电机惰走保护逻辑的合理性和可靠性,提出一种新的发电机惰走保护逻辑,并通过模拟试验对改造成果进行验证。试验结果表明,改造后发电机惰走保护逻辑能够满足现场现有运行方式及要求。本研究可为其他相同类型的核电厂提供一定参考。     

强迫循环向自然循环过渡的比例分析研究

整体性热工水力学试验是验证压水堆核电站安全性的核心技术,针对反应堆主回路循环特性的比例分析是指导整体性试验台架设计的理论依据。基于两相漂移流模型建立反应堆主回路强迫循环和自然循环的控制方程组。应用初始条件对方程无量纲化,得出整体性试验台架模拟原型电站主回路强迫循环向自然循环过渡的相似准则,提出能够模拟原型电站主泵惰转并满足循环过渡相似性要求的试验方法。     

基于动力学原理的cosFlow软件主泵模块研发及验证

cosFlow软件是国家电投集团科学技术研究院有限公司核电软件技术中心自主研发的堆芯设计和安全分析一体化软件包COSINE中的热工水力与安全分析软件。主泵是cosFlow软件中用于压水堆核电厂主回路分析的重要设备。本文介绍了基于动力学原理的主泵模型,该模型采用惯量方程计算泵的角速度,采用泵的特性曲线得到泵的扬程值。本文搭建了泵的简单算例和全失流事故算例,利用COSINE主泵模型和参考程序RELAP计算结果对比,两者计算结果趋势一致,吻合较好;结果表明:COSINE主泵模型能正确模拟主泵,COSINE主泵模型能够很好的进行核电厂设计和安全分析。     

核电厂主泵振动控制技术研究

为解决秦山第三核电厂1号机组3号主泵的振动问题,通过在核电厂反应堆停堆期间,测量主泵系统的振动特性和模态参数,在反应堆启动升功率和满功率运行期间,测量主泵系统运行时的热位移、振动和相位变化过程,结合故障诊断分析技术、主泵运行历史数据分析、反应堆机组各种运行工况及运行参数变化对主泵振动的敏感度分析,确定了控制主泵振动的技术。首次将主泵振动水平控制在可长期稳定运行的优良水平,确保了核电厂反应堆长期安全运行的可靠性。     

超临界水冷堆的安全分析

应用RELAP5-3D程序建立了超临界水冷堆(SCWR)的稳态模型,并在此基础上,分别对SCWR的两种瞬态和两种事故工况进行了分析。汽轮机旁路系统的存在可有效维持反应堆压力,保证反应堆安全。若SCWR失去给水,在辅助给水系统启动之前,向下流的水棒可通过热传导带走堆芯热量,并向燃料通道内提供冷却剂,缓解堆芯升温。因而,向下流的水棒体现了SCWR的安全性。主泵卡轴事故由于没有惰转,最热包壳温度值最大,因而主泵惰转可有效缓解包壳温度的升高。     

秦山核电厂厂用供电系统动态分析和电源故障时主泵惰走的研究

利用数学模型对秦山核电厂厂用供电系统动态和在电源故障时主泵惰走进行了分析研究。为了简化分析和计算,在建立各类设备的数学模型时,只需正确地模拟那些对运行状态影响较大的因素,忽略一些次要的因素。通过秦山核电厂在电源事故情况下,厂用母线电压,频率的动态过程研究和主泵惰走的分析研究,阐述了这一问题分析研究的方法,给出计算结果并通过动态模拟试验进行验证。本文分析计算的结果可作为核电厂安全分析的支持性材料。     

秦山核电厂厂用供电系统动态分析和电源故障时主泵惰走的研究

利用数学模型对秦山核电厂厂用供电系统动态和在电源故障时主泵惰走进行了分析研究。为了简化分析和计算,在建立各类设备的数学模型时,只需正确地模拟那些对运行状态影响较大的因素,忽略一些次要的因素。通过秦山核电厂在电源事故情况下,厂用母线电压、频率的动态过程研究和主泵惰走的分析研究,阐述了这一问题分析研究的方法,给出计算结果并通过动态模拟试验进行验证。本文分析计算的结果可作为核电厂安全分析的支持性材料。