高温气冷堆螺旋管蒸汽发生器热工水力特性研究

高温气冷堆螺旋管蒸汽发生器结构复杂,运行工况严苛,为实现对高温气冷堆蒸汽发生器运行特性的快速预测,获得其正常运行及典型瞬态工况下的热工水力特性,本文建立了一套完善准确的螺旋管蒸汽发生器管壳两侧流动换热模型,开发了适用范围较广的蒸汽发生器系统热工水力分析程序STAGS;基于THTR-300反应堆蒸汽发生器验证了STAGS程序准确性和可靠性;以球床模块式高温气冷堆(HTR-PM)为对象,开展了螺旋管蒸汽发生器满负荷工况下系统运行特性分析,获得了关键热工水力参数沿螺旋管分布以及管壳侧流体流量对蒸汽发生器运行影响规律,进而研究了管壳侧入口参数受扰动时蒸汽发生器关键热工参数响应特性。结果表明：管侧换热系数最大值受管侧流体流量影响较大,管侧流量增加10%时,管侧对流换热系数最大值增加约5 149.3 W/(m²·K);壳侧入口氦气热工水力参数的变化对蒸汽发生器的换热功率影响较为剧烈,壳侧流量突降10%以及入口温度突增20 K时分别导致蒸汽发生器换热功率降低968 kW和上升664 kW。     

中国实验快堆主冷却系统建模与仿真研究

中国实验快堆(CEFR)是钠冷快中子反应堆,其一、二回路的运行特性对反应堆的安全运行具有重要的影响。使用JTopmeret软件建立CEFR一、二回路主冷却系统和蒸汽发生器(SG)的仿真模型,用于计算系统任意一点的流量、压力、温度等运行参数。在稳态及瞬态工况下,系统主要参数仿真值与设计值的误差均小于2%,满足系统仿真的精度要求。     

不同运行工况下蒸汽发生器热工水力稳态特性数值研究

基于相似模化理论建立了蒸汽发生器一、二回路流体及传热管流 固耦合传热的单元管三维物理模型,对大亚湾核电厂蒸汽发生器不同工况下的热工水力稳态特性进行了数值模拟研究。采用热相变模型描述二回路汽液两相流动与换热、流-固耦合模型描述一回路冷却剂借助U型管与二回路流体换热。数值计算结果表明：满负荷运行时,传热管内壁温度变化趋势与一次侧流体基本一致,外壁温度与二次侧流体温度变化趋势相同;截面平均含汽率沿传热管高度的升高呈上升趋势,出口质量含汽率与大亚湾核电厂实际运行参数相符;随负荷降低一回路出口温度基本不变,二回路出口温度升高,质量含汽率及传热系数下降,平均传热系数与Rohsenow经验关联式的计算结果基本吻合。     

直流蒸汽发生器动态特性与小破口故障仿真研究

以B&W直流蒸汽发生器为对象,基于过程仿真软件（APROS）支撑平台中的基本模块,建立了图形化的直流蒸汽发生器仿真模型。对模型进行变工况下的稳态和动态仿真,由结果可知,一次侧入口焓值与二次侧出口压力对稳态特性影响最大,一次侧入口温度对动态特性影响最大。进一步研究直流蒸汽发生器发生换热管破裂事故时,破口位置和破裂程度对其运行特性的影响。结果表明,破口发生位置接近一次侧入口时,对直流蒸汽发生器运行影响最大;换热管破裂对直流蒸汽发生器运行特性的影响随着破裂程度的增加而增大。      

蒸汽发生器一维均相流模型及其换热性能

以大亚湾核电站蒸汽发生器为原型,在合理假设基础上,分别以一回路流体、二回路流体及U形管内、外壁为研究对象,建立了蒸汽发生器一维均相流模型。采用Jacobi迭代法编制了基于MATLAB的仿真程序,对蒸汽发生器不同工况下的稳态换热性能进行计算,得出各流程关键参数的变化规律,计算结果与大亚湾核电站实际运行数据相吻合。计算结果揭示了蒸汽发生器的内在传热规律,可为蒸汽发生器优化设计提供一定的理论依据。     

蒸汽发生器二次侧汽液两相流数值模拟

以大亚湾核电站蒸汽发生器为原型,在相似原理的指导下,建立了蒸汽发生器“单元管”三维物理模型,采用Particle模型和热力学相变模型,并基于CFX软件实现了蒸汽发生器二回路侧两相流流动与沸腾换热特性数值模拟。计算结果表明：满负荷运行时,沿传热管高度升高,蒸汽发生器的传热系数及截面含汽率均呈上升趋势,其平均传热系数的数值模拟结果与Rohsenow经验关联式计算结果间的误差为8.4%,出口质量含汽率与大亚湾核电站实际运行参数相符。热相变模型在蒸汽发生器两相流数值模拟中的成功应用,可为蒸汽发生器热工水力的准确分析提供参考。     

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。     

套管式直流蒸汽发生器负荷跟随动态特性分析

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。     

基于流热固耦合的核电蒸汽发生器传热管热应力数值模拟

以大亚湾核电站蒸汽发生器为原型,基于相似模化原理建立了蒸汽发生器简化物理模型。采用两流体模型及热弹性力学基本关系式分别描述气液两相流沸腾相变过程和热应力变化规律。利用CFX对一、二回路侧流体流动传热及与传热管的耦合换热过程进行了数值模拟,并在ANSYS WORKBENCH中实现了流体温度场载荷向结构的传递,进而对传热管进行稳态热分析和热应力分析。计算结果表明：二回路出口质量含汽率为24.5%,冷却剂出口温度为296.2 ℃,均与大亚湾蒸汽发生器实际运行参数相符;传热管热应力与其壁面温差分布一致,且沿壁厚方向先减小后增大,并存在中性层,传热管最大热应力为54.5 MPa。研究结果为蒸汽发生器的优化设计及安全运行提供了一定的理论支撑。     

美浜核电厂2号机组发生泄漏

【日本关西电力公司网站2003年5月21日报道】 日本关西电力公司美浜核电厂2号机组(压水堆,额定电功率为500 MW,额定热功率为1456 MW)在以额定热功率运行的过程中,二回路给水系统B系统利用第5高压给水加热器(为加热送入蒸汽发生器的二回路冷却水而设置的U形管热交换器。它是通过高压汽轮机排出的蒸汽加热传热管内流动的二回路冷却水的装置。完成加热工作的蒸汽变成冷凝水,回到给水系统。)的冷凝水流量出现了微增的倾向。于是,工作人员从5月8日开始加强了对各种相关参数的监控,发现冷凝水流量微增的倾向仍在继续,因此断定故障的最大可能是…     

A theoretical model for the calculation of large transients in nuclear natural-circulation U-tube steam generators (Digital code UTSG)

A newly developed nonlinear transient model for the calculation of the dynamic behaviour of a vertical natural-circulation U-tube steam generator together with its steam removal system is presented. The steam generator is considered to consist of a heat exchange section, a top plenum, a downcomer region and a steam removal system with a sequence of relief and/or safety valves, isolation, bypass, turbine-trip and turbine-control valves and a steam turbine. Possible perturbations from outside can be: inlet water temperature, inlet water mass flow and system pressure on the primary side, feed water temperature, feed water mass flow and outlet steam mass flow disturbed by actions of the different valves within the steam removal system on the secondary side. Based on this theoretical model the digital code UTSG has been established. Post-calculations of start-up tests at a PWR nuclear power plant simulating perturbations both on the primary and secondary side of the steam generator and similar calculations for the corresponding ATWS-cases will show the efficiency of the code UTSG and the underlying theoretical model.     

蒸汽发生器内二次侧水位对倒U型管内倒流特性的影响分析

在自然循环条件下,蒸汽发生器(SG)倒U型管内的流体流动会不稳定,可造成一部分倒U型管内流体处于倒流状态。基于Boussinesq假设,建立了与SG二次侧水位有关的倒U型管内流体一维守恒控制方程,采用线性微扰理论分析SG二次侧水位对倒U型管内倒流特性的影响,并采用RELAP5/MOD3.2程序进行了数值模拟。结果表明:在一定倒U型管进口条件下,SG二次侧水位的降低使倒U型管内流动的特征压降增大,特征流量减少,稳定性参数增加,相对于正常水位时更易不稳定,倒流更易发生,长管较短管更易发生倒流。     

自然循环条件下倒U型管蒸汽发生器一次侧倒流现象关键影响因素研究

倒U型管蒸汽发生器（UTSG）在自然循环条件下存在倒流现象，影响一回路冷却剂系统载热能力及自然循环能力。本文参照芬兰压水堆热工实验装置（PWR PACTEL）中UTSG设计参数，利用计算流体力学（CFD）软件Fluent模拟流量匀速下降工况下UTSG中的倒流现象，研究一次侧运行参数、UTSG设计参数以及二次侧运行参数对于倒流现象的影响。结果表明，提高UTSG一次侧温度、一次侧运行压力、倒U型管热导率将增大UTSG的临界质量流量，使得UTSG更易发生倒流；提高UTSG二次侧给水量、二次侧温度以及倒U型管内壁粗糙度将使得UTSG临界质量流量下降，抑制倒流现象发生；而倒U型管壁厚对倒流现象几乎无影响；相较于改变二回路温度，改变一回路温度对于倒流现象的影响更为显著。本研究结果可为UTSG的参数优化提供一定参考。      

液态金属螺旋管式直流蒸汽发生器数值模拟研究

螺旋管式直流蒸汽发生器(HCOTSG)是一种蒸汽发生器常用形式。得益于其特殊的优势,HCOTSG被广泛用于各类反应堆动力系统中。本文提出了利用计算流体力学软件（FLUENT）对液态金属HCOTSG的壳侧液态铅铋、管侧两相流体进行耦合流动传热计算的CFD方法,并通过与相关实验研究结果的对比验证了数值模拟方法的正确性。在此基础上,本文对HCOTSG在典型工况下开展了数值模拟计算,得到蒸汽发生器内部的热工水力参数分布情况,并对其内部的流动换热特性进行分析。本研究为液态金属HCOTSG流动换热特性研究及结构设计优化提供新的思路方法。     

基于单相可压缩模型的蒸汽发生器倒U型管内单相管间脉动特性研究

单相工况下的管间脉动现象可使蒸汽发生器倒U型管内倒流现象提前发生,从而威胁其安全性。为探索单相管间脉动特性,基于单相可压缩模型,数值研究了管道长度、一次侧入口温度和压力、二次侧温度和换热系数对单相管间脉动临界流速的影响。结果表明,当管道长度较短时,管道长度的增加会使临界流速显著增加,且倒U型管越长,临界流速越大。一次侧入口温度和压力的增加均会使临界流速增加,使单相管间脉动更易发生。二次侧换热系数的升高会使单相管间脉动对应的临界流速降低。然而二次侧温度对临界流速的影响呈现非单值性,随着二次侧温度的升高,临界流速先升高后降低。      

蒸汽发生器U型管倒流现象的数值模拟和实验研究

针对蒸汽发生器U型管倒流现象展开实验研究。基于实验数据,采用CFD方法对倒流进行模拟。结果表明:蒸汽发生器发生倒流后,进口腔室出现显著的温度分层,倒流现象降低了蒸汽发生器U型管的换热能力;发生倒流后,进出口腔室压降绝对值减小,正流管流速增大,流动阻力增大,倒流降低了系统的自然循环能力。     

Numerical Simulation on Heat Transfer Characteristic of Steam Generator of ACME Facility

Taking the steam generator (SG) of the ACME facility as the study object, two-fluid model was chosen for the secondary side of the SG and a direct simulation was made on the whole SG of the ACME facility with the CFD software CFX. The stable test conditions were calculated. The primary side and secondary side temperature distribution of SG, the secondary side void fraction distribution and the wall temperature of heat transfer tube were obtained. The secondary side detailed flow and heat transfer characteristics were arrived. The results show that bubbles begin to accumulate from the second baffle and bubble amount increases as the tube is higher. Near the bend area and above, they all become steam. The calculated results are all in accordance with the experimental results.