一维自然循环比例分析的结果与讨论

根据一维自然循环比例分析理论模型推导的试验装置与实际电站热工水力特性的相似准则,对整体性能试验装置主要参数的确定方法进行了深入讨论。结果表明:采用小尺度、等压力、同工质的实验装置模拟实际系统自然循环现象更为准确实际,单相和两相自然循环比例准则可同时满足,不存在复杂比例变化带来的失真,不利因素是试验成本偏高。同工质非等物性(不等压)模拟能够降低试验成本,但比例参数不能满足从单相自然循环到两相自然循环的平滑过渡。如保持功率连续,其速度比和特征时间比会有所差异。     

非能动安全壳冷却系统空气流道自然循环的比例分析与设计

在考虑建设试验台架经济性的前提下,缩小比例的单项和整体效应试验台架对研究和开发大型先进压水堆核电站及其分析验证程序都具有重要意义。非能动安全壳冷却系统（PCS）壳外空气流道内的自然循环在安全壳非能动冷却性能中发挥着重要的作用。本文从自然循环的数学模型出发,推导出了单项和整体效应试验台架的比例设计方法。在给定壳内热流密度的条件下,通过PCCSAP-3D程序对CAP1400非能动安全壳的2/5比例单项效应试验理想比例台架（ISF）进行模拟。结果表明,本比例分析与设计方法以及在降低高度台架上模拟自然循环是可行的。     

非等压条件下单相自然循环回路的比例分析

非能动安全设计是第三代核电技术 AP1000 的显著特点.在非 LOCA事故工况下,非能动安全设计中的非能动余热排出系统 (PRHRS)自然循环特性直接影响余热排出效果.本文进行了非能动自然循环整体回路一、二次侧热工水力学行为研究.对于上述特性的试验研究通常会在缩比的实验台架上进行,运行压力会低于原型压力以减小工程难度...     

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。     

简化反应堆一回路系统自然循环的动态比例特性研究

在反应堆安全领域,合适的比例分析对非能动系统实验台架的设计起到了关键作用。为深入了解比例缩放时自然循环瞬态过程的变化机理,基于简化反应堆一回路系统,分别采用H2TS（双向分层比例分析）和DSS（动态比例分析）方法进行了自然循环的比例分析,计算了升降功率工况下的自然循环,对比分析了不同尺度下关键参数的动态变化。结果表明,基于RELAP5的计算结果与实验结果基本一致,5%初始功率以下的阶跃变化不会造成大的流量波动;基于两种比例分析方法所得缩比模型下的计算结果均可基本反映原型参数变化;所有工况下,自然循环流量和冷热段温差在初始阶段05个循环周期内存在较大的波动,之后则相对平稳。     

一体化核供热堆Ⅱ型主回路单相自然循环实验比例分析与设计

小型一体化反应堆技术是目前研究的热点。在清华大学核能与新能源技术研究院原有的NHR200-Ⅰ型的基础上,开发了NHR200-Ⅱ型核供热堆,较大幅度的提升了热工参数,适用于城市集中供热、生产工业蒸汽、海水淡化等非发电领域。为研究NHR200-Ⅱ型核供热堆高温、高压系统自然循环运行特性,需开展实验研究。比例分析是主回路系统单相自然循环实验本体装置设计的理论依据和前提。对主回路流体、固体控制方程无量纲化,确定单相自然循环的相似特征数组合(Richardson数等6项)。在实验条件允许的范围内,为了减小模拟失真,实验装置使用等物性流体,其轴向长度比例为1:1,平均表面热流密度比例为1:1,流道面积比例为1:210。     

运动状态下压水堆自然循环比例模拟方法研究

对于安装在车、船或艇上的压水反应堆进行运动状态下的模拟试验研究,是研究其安全性的重要手段.以静止状态的反应堆自然循环比例模拟方法为基础,通过刚体运动理论获得运动装置上各点的加速度,然后带人动星方程加速度项,从而获得运动相似准则数.在此基础上,分析了等高度和变高度模拟方法,其中,变高度模拟涉及位移与角加速度等运动变量的不等时性,需要注意.     

非能动自然循环技术的发展与研究

非能动技术在核电工程领域越来越受重视,文章列举了非能动自然循环在核电系统中的应用,对其在运行过程中可能存在的问题进行了分析。介绍了非能动自然循环可靠性分析目前的数学研究方法,并简要总结了这些方法的优缺点。最后展望了非能动自然循环的发展方向。由于非能动自然循环存在失效的可能,在系统运行过程中应对非能动自然循环物理过程失效及其可靠性予以足够重视和积极研究;为了确保系统运行的安全性,系统运行过程中要能动与非能动相互结合,同时选择精确模型,完善非能动可靠性分析方法,准确实现理论计算与实验验证。     

反应堆内局部自然循环对非能动余热排出的影响

为研究反应堆堆内局部自然循环对非能动余热排出的影响,利用改进的RELAP5/MOD3.2程序对核动力装置及非能动余热排出系统进行数学建模与理论研究,并利用试验数据进行了校核。研究表明：在核动力装置自然循环运行条件下,由于反应堆上封头旁流及反应堆入口漏流通道的存在,在反应堆活性区、上封头、环腔及下腔室之间构成了局部自然循环流动现象;在主回路自然循环能力较弱时,堆内产生的局部自然循环流动占优,反应堆衰变热无法顺利带出。     

地震下非能动堆芯冷却系统可靠性分析

地震情况下核电站非能动堆芯冷却系统（PXS）能否可靠运行对核电站的安全性有着重要影响。本文采用故障树方法分析计算了PXS各部件在峰值地面加速度（PGA）为0.5g、1.5g、2.5g情况下的失效概率以及各部件对系统失效的贡献,并与《AP1000概率安全分析报告》中的抗震裕量分析（SMA）方法的结果进行比较,分析部件的抗震能力。结果表明：本文方法计算的条件失效概率和各部件对系统失效的贡献与SMA方法的结果基本相符。本文方法可为AP1000等非能动核电站的安全分析提供参考。     

两相自然循环两流体模型的量级分析

对先进核反应堆中的两相自然循环系统的两流体计算模型,提出了合适的量级分析策略,并以加热段和绝热上升段为例,分析了方程中各项因素的相对重要性,得出简化分析方法。     

铅铋自然循环热工水力分析程序开发

铅铋堆内冷却剂的自然循环对于反应堆的正常运行以及事故工况下的堆芯热量导出均至关重要,相关热工水力分析工作对于支持设计及安审均有重要意义。通过对铅铋堆内一回路系统内主要部件,包括堆芯、热交换器、管道等建立热工水力物理模型,开发了适用于铅铋自然循环瞬态过程模拟的热工水力分析程序,并利用铅铋自然循环回路内开展的自然循环启动实验、功率台阶影响实验等的结果进行了程序的初步验证。结果表明,程序计算得到的结果与实验结果符合较好,能够较好模拟铅铋自然循环的瞬态过程。该程序可以为铅铋堆研发过程中自然循环热工水力分析工作提供支持。     

一维开式自然循环系统分析程序的实验验证

基于华龙一号非能动安全壳热量导出系统（PCS）综合性能实验装置实验结果,对采用基于漂移流模型开发的华龙一号PCS程序（PCS?NCCP）进行验证,对比分析了设计工况及非设计工况下PCS?NCCP程序计算值与实验值之间的误差。结果显示,所开发的PCS?NCCP程序能模拟PCS的排热能力、稳态运行特性和动态响应特性,程序计算值能很好地跟踪实验的趋势和幅值变化,绝大部分计算误差落在±20%范围内,验证了PCS?NCCP程序的准确性。     

简谐海洋条件下堆芯冷却剂系统自然循环能力分析

应用海洋条件下堆芯冷却剂系统运行状态的仿真数学模型 ,使用MathCAD进行编程 ,开展了左右摇摆海洋条件下堆芯冷却剂系统自然循环能力的分析。研究结果表明 :在左右摇摆海洋条件的影响下 ,反应堆中的各种参数均发生了与摇摆相对应的振荡 ,并且在幅值上发生了变化。堆芯流量和堆芯总功率的下降说明 ,左右摇摆的海洋条件对堆芯冷却剂系统自然循环能力有很大影响 ,总趋势是使自然循环能力有所下降     

Adequacy of Power-to-volume Scaling Philosophy to Simulate Natural Circulation in Integral Test Facilities

Theoretical and experimental investigations were carried out to study the adequacy of power-to-volume scaling philosophy for the simulation of natural circulation and to establish the scaling philosophy applicable for the design of the Integral Test Facility (ITF-AHWR) for the Indian Advanced Heavy Water Reactor (AHWR). The results indicate that a reduction in the flow channel diameter of the scaled facility as required by the power-to-volume scaling philosophy may affect the simulation of natural circulation behaviour of the prototype plants. This is caused by the distortions due to the inability to simulate the frictional resistance of the scaled facility. Hence, it is recommended that the flow channel diameter of the scaled facility should be as close as possible to the prototype. This was verified by comparing the natural circulation behaviour of a prototype 220MWe Indian PHWR and its scaled facility (FISBE-1) designed based on power-to-volume scaling philosophy. It is suggested from examinations using a mathematical model and a computer code that the FISBE-1 simulates the steady state and the general trend of transient natural circulation behaviour of the prototype reactor adequately. Finally the proposed scaling method was applied for the design of the ITF-AHWR.