核电厂汽轮机甩负荷中调阀阀位反馈与指令偏差超限原因分析

某1000 MW核电机组在快速甩负荷(FCB)试验时,中压调节阀(简称中调阀)不能及时关闭,发生中压调节阀阀位反馈值与指令值偏差超限问题,引发跳机保护动作。分析发现,造成这次问题的原因是调节阀弹簧力矩与阀门气动力矩不匹配。利用FLUENT软件对该汽轮机中调阀内的三维流场进行数值模拟,得到阀门气动力矩和阀门开度的变化关系。结果表明:气动力矩随调节阀开度的增加先增大后减小,开度为30°左右时达到最大值;此时,若弹簧力矩与阀门气动力矩不匹配就会发生中调阀关闭动作迟缓甚至卡涩问题,造成阀位反馈值与指令值偏差超限。     

下泄调节阀开度对下泄流影响的数值分析

对某压水堆核电站化学和容积控制系统(RCV)的下泄管路,采用Flowmaster程序作为计算平台进行了正常工况下的热工水力计算.分析了下泄调节阀RCV013VP的开度对下泄流量以及下泄管路中的一些物理参数的影响.计算结果表明,RCV013VP的阀门开度小于60%时,阀门开度对下泄流量影响显著;阀门开度大于60%时,下泄流量不再随阀门开度增加而明显变化.正常工况下即使RCV013VP全开,下泄流冷却剂也不会发生气化现象,但随着RCV013VP开度的增加,下泄管路冷却剂压力会越来越接近其对应温度下的饱和压力.     

“华龙一号”SGTR事故最大蒸汽排放量计算分析的独立验证

采用合理的方法和假设对"华龙一号"蒸汽发生器传热管破裂事故时最大蒸汽排放量进行计算分析,并将最大蒸汽排放量独立验证计算结果与初步安全分析的计算结果进行了对比分析,二者的相对误差为2%,计算结果基本一致。结果表明蒸汽发生器传热管破裂事故最大蒸汽排放量的安全分析计算结果是合理的,用于蒸汽发生器传热管破裂事故放射性分析是可行的。     

大气释放阀开启特性的动网格数值模拟研究

采用动网格技术对某核电厂大气释放阀前置隔离阀开展阀门开启特性的计算流体动力学(CFD)数值模拟研究。在对阀门工作原理分析的基础上建立阀瓣动力学模型,采用切割体网格类型、变形网格方法并耦合阀瓣一维自由体动力学模型建立了描述阀门开启物理过程的CFD分析模型。数值模拟分析表明,先导式阀门开启总时间主要由泄压排放时间所决定,阀瓣动作时间仅约为0.1s,不同蒸汽压力工况下阀瓣运动特性相似,压力越高,阀门开启时间越长,但阀瓣动作时间相对越短。     

核电机组蒸汽发生器和汽轮机裕度匹配研究

国内新投产的部分压水堆核电机组陆续出现了主蒸汽调节阀急剧晃动、新蒸汽压力缓慢降低等问题,对机组的安全性和经济性造成一定影响。本研究通过设计参数和试验数据对比,并利用换热计算模型分析发现,55/19B蒸汽发生器设计裕度较同类型的60F稍偏低,低于通常的1.6×105 Pa的蒸汽压力裕度要求。蒸汽发生器新蒸汽压力、主蒸汽调节阀和汽轮机调节级通流面积在设计之初应进行综合匹配,尤其是要选用在超过70%的开度范围内都具有线性的调节特性的阀门,才能保证核电机组在整个寿期内的可靠性和经济性。      

随机相关法辨识蒸汽发生器动态特性

本文运用相关辨识理论,用模拟装置对核电站蒸汽发生器进行水位高度随阀门开度变化的动态特性辨识。辨识是在 FFT 频谱分析仪上进行的,直接由蒸汽发生器的输入,输出信号得到相关函数,从而求得蒸汽发生器的动态特性曲线,并进行分析和研究。     

非能动余热排出换热器冷凝换热性能研究

以浸没在高位水箱中的竖直管束为研究对象,对不同热负荷条件下竖直管束内冷凝换热特性进行研究,通过对比中心管与周围旁管的凝液增长率以及冷凝换热热阻,分析了中心管与旁管换热特性的差异,解释了低压条件下冷凝换热系数剧烈下降现象。将管束冷凝试验数据与已有单管试验数据对比发现,在相同蒸汽工况下,单管的冷凝换热系数与旁管的冷凝换热系数吻合较好,但远低于中心管的冷凝换热系数,说明中心管的换热性能相对于旁管确实得到了强化。通过对比换热系数的试验值与经典努塞尔理论和努塞尔修正理论的计算值发现,中心管的试验值与努塞尔修正理论计算值吻合较好,但旁管的偏差较大。     

某核电止回阀开启过程中的瞬态流动与结构特征

为研究某核电止回阀在开启过程中的流动特征与部件的力学特征，采用商用计算流体动力学软件ANSYS Fluent和用户自定义函数（UDF），模拟了该阀门在高压工况下开启过程中的内部流动。在不同开度条件下采用流固耦合方法对阀门部件的力学行为进行了模拟，分析了阀体及阀芯的应力分布及变形情况。结果表明，随着阀门开度增大，过流断面的喉部与阀门出口出现高速区域；阀门入口段呈现较高的压力梯度；阀体上的最严重变形出现在喉部，变形量随开度变化呈现波动趋势；最大等效应力出现在阀门入口弯管处且最大等效应力随开度增加而减小；阀芯的最大变形量出现在靠近进口的一侧；最大等效应力出现在阀芯与弹簧接触区域，其随开度的增加呈现波动增长趋势。      

阀门共振腔声源特性的数值研究

近年来,随着新建核电厂功率的不断提升和在役核电厂的升功率,部分核电厂的蒸汽干燥器出现了疲劳开裂问题。研究认为,该问题是由主蒸汽管道上的阀门腔体中产生了流致声共振而引起的。为了深入了解阀门声共振机理,为解决该问题提供技术依据,本文针对阀门共振腔的声源特性展开研究。采用声固耦合有限元方法进行声学模态分析,采用大涡模拟方法进行流场数值计算。计算结果表明:(1)阀门共振腔与所连接的管道中存在多个声学模态;(2)腔体和管道的几何参数对声模态的影响较大;(3)斯特鲁哈数St在一定范围内会导致峰值激励。模态分析与流体计算的结果基本一致,且与现有理论和试验数据吻合较好。本文工作和结论不仅有助于阀门中声共振机理的研究,也为揭示和解决核电厂蒸汽发生器中声共振引发的疲劳问题打下了坚实基础,具有很好的工程应用价值。     

水平管内蒸汽冷凝局部换热特性实验研究

以水蒸气为工质,实验研究了水平管内纯蒸汽冷凝的局部换热特性。实验选取换热管内径为25 mm、换热管进口压力为0.15~0.4 MPa、局部蒸汽的Re=5756~92289,分析了蒸汽压力及流速、壁面过冷度对冷凝传热系数的影响,并将采用现有关系式计算的冷凝传热系数与实验结果进行了对比。结果表明：冷凝传热系数随壁面过冷度的增大而减小,随压力的升高和流速的增大而增大;采用现有关系式计算的冷凝传热系数与实验值的偏差较大,关系式有待进一步改进;在实验范围内,由拟合换热关系式计算所得冷凝传热系数与实验结果的相对偏差在15%左右。     

Unsteady piping forces caused by hot water discharge from suddenly opened safety/relief valves

Various fluid transients in nuclear pressure vessels create the possibility of liquid discharge from safety/relief valves designed for steam release. Piping systems which carry the flow from safety/relief valves to an appropriate discharge environment are designed to withstand the unsteady reaction forces associated with steam flows. If liquid discharge occurs, the piping system may be subject to different unsteady reaction forces. This study provides a means of estimating discharge rates for saturated and subcooled water and resulting pipe forces, for the limiting case of a suddenly opened valve. It was found that pipe forces caused by the moving shock are about the same for either steam or water discharge. Pipe forces caused by a moving steam-water/air interface during water discharge may exceed those forces caused by the steam-air interface resulting from steam discharge. It was determined that water discharge would result in a longer opening time for a piston-type valve. It is therefore expected that with realistic estimates of valve opening time, the magnitude of water discharge forces will be approximately the same as steam discharge piping forces.     

不同初因事件下的两相排放过程热工水力特性研究

本文针对稳压器安全阀开启后的复杂两相热工水力过程进行研究,确定不同初因事件下的稳压器安全阀两相排放特性。采用自主化系统分析程序ARSAC对稳压器安全阀的上下游进行建模分析,选取三种典型的阀门排放过程,包括稳压器安全阀误开启事故、导致一个或多个稳压器安全阀开启的主蒸汽流量完全丧失事故、以及低温超压保护条件下导致的稳压器安全阀间歇性开启的安注泵误启动事故,研究稳压器安全阀开启后水封及蒸汽（或水）排放过程中涉及的复杂两相热工水力特性,结果表明：ARSAC程序能够捕捉两相排放过程中管道内部的流型变化;水封通过下游管道会形成明显的流量峰值,且不同的上游初始条件下排放过程对于下游管道造成的流量峰值及时间特性不同。通过本文的研究可以为载荷分析、安全评价及设计优化提供指导性建议。     

稳定蒸汽浸没射流冷凝传热系数评价

为分析稳定蒸汽浸没射流的传热特性,对3类典型冷凝传热系数开展评价。结果表明:平均传热系数实验值精度主要受界面面积计算模型影响,由冷凝驱动势和蒸汽质量流速表征的传统半经验关系式在不同孔径下的预测偏差较大,新增排放孔径为独立拟合变量的纯经验关系式适用范围更广且误差在±30%以内;界面传热系数的预测精度主要受汽羽微观参数取值的影响;由压力振荡主频表征的无量纲传热系数在低池水过冷度下与实验值偏差较大,关系式中纳入汽羽贯穿长度后,预测趋势与实验值类似。      

喷洒器蒸汽浸没射流汽羽长度实验研究

以孔径分别为4、10、16 mm的侧开孔I型喷洒器为实验件,对质量流速为300~1100 kg·m?2·s?1的饱和蒸汽浸没在温度为35~65℃的过冷水中的直接接触式冷凝开展实验研究。结果表明:孔径不变时,汽羽贯穿长度基本随蒸汽质量流速和池水温度的升高而增大;大孔径喷洒器的汽羽长度与直管式喷嘴的汽羽长度接近,拟合值与实验值的偏差在±15%以内;小孔径喷洒器的汽羽长度明显低于直管式喷嘴,拟合值与实验值的偏差最高达80%;采用收缩喷管流量公式对蒸汽质量流速进行修正,拟合值与实验值的偏差在±20%以内,由实验值拟合的新关系式的预测误差在±10%以内。      

含内热源有序饱和多孔介质通道内蒸汽-水两相流型可视化实验研究

采用均一球体形成多孔介质通道,通过高速摄像系统获得了多孔介质通道内两相流动影像数据,识别出多孔介质通道内蒸汽-水两相流动流型存在形式,并研究了部分参数对流型转变的影响规律。结果表明,多孔介质通道内的汽-液两相流型有泡状流、泡状-弹状混合流、弹状流、弹状-环状混合流以及环状流5种;随着入口过冷度的增加,泡状流向过渡流转变以及过渡流向环状流转变时所对应的汽相表观速度呈现出逐渐增大的趋势;随着压力的升高,泡状流向过渡流转变以及过渡流向环状流转变时所对应的汽相表观速度呈现出逐渐减小的趋势。      

压水堆管道小破口蒸汽临界流泄漏实验研究

为探究压水堆核电厂小破口失水事故中管道小破口蒸汽临界流泄漏特性,开展了管道小破口泄漏实验,以探索饱和/过热蒸汽临界流泄漏特性。基于压力管道疲劳贯穿裂纹（微通道）,开展了流体压力3～12 MPa、流体温度240℃～320℃范围内的蒸汽临界流泄漏实验。实验结果表明,蒸汽临界质量流速与初始流体压力呈正相关关系,与初始流体过热度呈负相关关系。与过冷水临界流泄漏相比,蒸汽临界质量流速受入口压力损失、摩擦效应与加速效应的影响相对较弱。利用一维等熵模型预测了蒸汽临界质量流速,预测值与实验值平均相对偏差为14.17%,表明一维等熵模型具有良好的蒸汽临界质量流速预测精度。     

Results of recent KROTOS FCI tests: alumina versus corium melts

Recent results from KROTOS fuel-coolant interaction experiments are discussed. Five tests with alumina were performed under highly subcooled conditions, all of these tests resulted in spontaneous steam explosions. Additionally, four tests were performed at low subcooling to confirm, on one hand, the suppression of spontaneous steam explosions under such conditions and, on the other hand, that such a system is still triggerable using an external initiator. The other test parameters in these alumina tests included the melt superheat and the initial pressure. All the tests in the investigated superheat range (150–750 K) produced a steam explosion and no evidence of the explosion suppression by the elevated initial pressure (in the limited range of 0.1–0.375 MPa) was observed in the alumina tests. The corium test series include a test with 3 kg of melt under both subcooled and near saturated conditions at ambient pressure. Two additional tests were performed with subcooled water; one test was performed at an elevated pressure of 0.2 MPa with 2.4 kg of melt and another test with 5.1 kg of melt at ambient pressure. None of these tests with corium produced a propagating energetic steam explosion. However, propagating low energy (about twice the energy of the trigger pulse) events were observed. All corium tests produced significantly higher water level swells during the mixing phase than the corresponding alumina tests. Present experimental evidence suggests that the water depletion in the mixing zone suppresses energetic steam explosions with corium melts at ambient pressure and in the present pour geometry. Processes that could produce such a difference in void generation are discussed.     

Target Curve with Maintenance Time in Optimal Xenon Shutdown Problems

A series of sparger tests have been conducted to investigate the performance of a steam sparger, which will be used in a Korean Advanced Power Reactor, APR1400. The tests have been conducted at the Blowdown and Condensation Loop in the Korea Atomic Energy Research Institute using a prototypic steam sparger. The major test parameters include amount of air mass and air temperature in the discharge line, valve opening time, steam mass flow rate, and water temperature and level in the In-Containment Refueling Water Storage Tank. The hydrodynamic loads induced by the air clearing phenomenon during typical operating conditions seem to be dependent on the valve opening time, steam mass flow rate, submergence of a sparger, and distance between the sparger and the structure. The effect of the amount of air mass in the discharge line and the water temperature to the peak load seems to be negligible for a given range of parameters. The hydrodynamic load induced by the prototypic steam sparger was less than those expected in a BWR and the steam sparger tested in this program can be used satisfactorily for the APR1400.