基于漂移流模型的液态金属快堆螺旋管蒸汽发生器热工水力特性分析

在液态金属快堆螺旋管蒸汽发生器中,存在一个普遍问题,其一次侧的进、出口温差大幅升高,二次侧出口蒸汽过热度显著增大,这给其设计及运行带来了挑战。基于离散网格法建立了液态金属快堆螺旋管蒸汽发生器热工水力分析模型。模型对整个一、二次侧回路进行网格划分,采用漂移流模型计算二次侧水-水蒸汽的流动与传热,并在一次侧计算中采用液态金属物性与流动传热关联式;采用内节点法对壁面划分网格,考虑两侧流体与管壁间的对流换热以及壁面导热。基于实验数据验证模型可靠性。以铅铋快堆为例,研究不同入口条件下蒸汽发生器的热工水力特性。研究发现一、二次侧之间的壁面热流密度沿程分布极为不均匀,且热流密度峰值极高。算例中壁面热流密度最大值达到1361 kW/m²,最大值与最小值间相差数十倍到数百倍。随着一次侧入口铅铋温度以及铅铋流速的增加,二次侧过冷水区及两相区长度明显缩短,过热蒸汽区长度明显增大;同时,壁面热流密度峰值向螺旋管入口方向移动,二次侧工质压降明显增大。     

基于可视化实验台架的蒸汽发生器二次侧自然循环现象研究

对于传统压水堆核电站的蒸汽发生器,U型管热段热流密度大,冷段热流密度小,两侧不同的热流密度使得二次侧的热侧与冷侧的沸腾情况不一致,而真实的蒸汽发生器体型庞大,结构复杂,其内部真实的流动情况也不得而知。为弄清核电站蒸汽发生器二次侧的流动现象,搭建了单排非均匀加热管的可视化蒸汽发生器实验台架,并借助高速摄像机对其内部流动情况进行了拍摄,利用所拍摄的图像得到了相应位置气泡的横向流动速度。结果表明,在实验运行过程中,两侧不同的热流密度导致空泡份额差异很大,从而产生横向的自然循环流动现象,这一现象在二次侧流体流经U型弯管时,表现得更为剧烈。     

低参数直流蒸汽发生器稳定性实验研究

针对核供热堆的低温、低压运行条件，建立了大盘管直流蒸汽发生器热工水力学实验系统，实验研究了低参数条件下入口流动阻力、运行负荷和蒸汽发生器出口压力对直流蒸汽发生器稳定性的影响。结果表明：入口节流阻力比、运行负荷、系统压力对直流蒸汽发生器稳定性有影响，通过调整入口节流阻力比，直流蒸汽发生器可在低压参数下稳定运行。     

蒸汽发生器一、二次侧稳态换热特性数值研究

以自然循环倒U型正三角形布置传热管蒸汽发生器为原型,建立蒸汽发生器一、二次侧及传热管"平均通道"模型,采用CFD技术,对蒸汽发生器一、二次侧共轭传热过程和二次侧两相流流动和沸腾换热过程进行研究。结果表明利用计算流体力学方法能精确模拟蒸汽发生器一次侧、传热管和二次侧的换热过程,得到一、二次侧流体温度、速度、汽化速率以及管壁温度的变化。蒸汽发生器直管段传热管管壁温度与一回路温度变化趋势一致,但弯管段传热管内外壁温差较大,顺流段一、二次侧流体温差明显高于逆流段;二次侧汽液两相流体滑速比呈先增大后减小且最终趋于稳定的趋势。     

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。     

铅铋快堆螺旋管直流蒸汽发生器热工水力特性数值研究

本研究以铅铋快堆螺旋管直流蒸汽发生器（HOTSG）设计结构为研究对象,采用精细网格与多孔介质相结合的物理建模方法,通过一次侧三维湍流计算与二次侧用户自定义函数（UDF）分区传热计算相耦合的手段,在FLUENT求解器中开展了蒸汽发生器的热工水力特性数值分析研究。研究表明:铅铋入口附近的流量分配孔和腔室对应的直管段区域出现铅铋流速峰值,径向最大速度为0.431 m/s;入口腔室至管束区位置受到阻力突变的影响,压力、横流速度、轴向速度变化较大;热工参数变化符合流动与传热机理,临界热流密度（CHF）点附近一二次侧温差最大为109.61 K,此处最大热流密度为323.55 kW/m2。该研究将为铅铋快堆HOTSG结构设计、流致振动及安全评价提供重要的参考。      

蒸汽发生器传热管束过冷沸腾区两相流动数值模拟

基于两流体欧拉数学模型结合RPI壁面沸腾模型,利用大型商用CFD软件ANSYS CFX 12.0对蒸汽发生器传热管束过冷沸腾区一次侧、壁面和二次侧耦合传热过程进行了数值模拟。研究了三叶梅花孔支撑板和不同入口过冷度条件下蒸汽发生器传热管束内的流动沸腾现象,得到一、二次侧流场与温度场,二次侧空泡份额分布,支撑板梅花孔局部的流动状况及不同入口过冷度对蒸汽发生器热工水力特性的影响。数值模拟结果表明,三叶梅花孔支撑板的存在及不同入口过冷度对蒸汽发生器传热管束过冷沸腾区域的热工水力特性影响显著。     

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。     

螺旋管直流蒸汽发生器一、二次侧耦合传热特性分析

为获得螺旋管直流蒸汽发生器(HCOTSG)螺旋换热管内两相流动换热特征,以国际革新安全反应堆(IRIS)HCOTSG为研究对象建立了HCOTSG一、二次侧耦合热分析模型,分析了稳态工况下,不同二次侧给水流量对HCOTSG热工水力参数产生的影响,并将所建立的HCOTSG一、二次侧耦合热分析模型与计算流体力学软件(CFX)三维流动换热计算相结合,对HCOTSG稳态工况下螺旋管内精细的热工水力参数进行计算。通过HCOTSG一、二次侧耦合热分析模型计算得到HCOTSG稳态工作时沿管程的相关热工水力参数;通过CFX三维模拟发现螺旋管横截面流体流速和温度分布不均匀现象,得到螺旋内侧流体温度高于螺旋外侧,螺旋内侧流体速度低于螺旋外侧,螺旋内侧流体比螺旋外侧流体先开始沸腾的结论。因此,本研究对于HCOTSG稳态运行和螺旋换热管事故分析具有指导作用。     

蒸汽发生器U型管单相流动不稳定性分析

自然循环条件下,蒸汽发生器并联U型管束内存在单相流动不稳定性,部分U型管内存在倒流现象,对反应堆非能动安全产生负面影响。本文通过对基本守恒方程无量纲处理,采用线性扰动分析理论,获得了Ｕ型管内流动不稳定性判断准则(特征格拉晓夫数)。结果表明,当U型管格拉晓夫数高于特征格拉晓夫数时,管内流动是不稳定的,会出现倒流现象。以某型蒸汽发生器为对象,对U型管束流动不稳定性进行判断,通过与现有判别方法进行对比,验证了建立的U型管内流动不稳定性的判别方法。在此基础上,分析了蒸汽发生器一次侧流体入口密度对倒流现象的影响,发现当入口密度降低时,倒流现象更容易发生。本文结论可为蒸汽发生器优化设计提供一定的理论支持。     

直流蒸汽发生器稳态与瞬态特性数值模拟

In once through steam generators, the secondary fluid is heated by the primary fluid. Therefore, the axial heat flux distribution is related to the operational parameters of the fluids in both sides. The RELAP5/MOD4.0 code is adopted to perform the static and transient simulations of a once through steam generator. The temperature, thermal equilibrium quality and heat flux distributions under both heating modes are analyzed and compared. The oscillation behavior of the once through steam generator is discussed and the instantaneous axial profiles of secondary mass flow rate, heat flux as well as tube wall temperature corresponding to four representative times in an oscillation period are further investigated. Finally, the effect of increasing the secondary inlet throttling is studied. The results show that the shape of heat flux distribution under convective heating mainly depends on the temperature difference between primary fluid and secondary fluid. When density wave oscillations occur in the once through steam generators, the primary outlet temperature and total heating power oscillate intensely. The location of the dryout point moves greatly and the tube wall temperature fluctuates most violently in its vicinity. Flow oscillation could be suppressed by increasing the inlet throttling of the secondary side.     

超临界水在垂直管内换热及流动不稳定性研究

清华大学核能与新能源技术研究院在建的250 MWt高温气冷堆核电站示范工程(HTR-PM)中蒸汽发生器二回路为亚临界水,由于反应堆能提供750℃的高温氦气,二回路水可提高到超临界压力和温度,采用多堆带一机方案可与超临界蒸汽透平机组匹配,因此研究超临界水在管内的流动、传热以及流动不稳定现象非常重要。本文通过使用RNGk-ε模型耦合强化壁面函数,发现模拟结果与Yamagata等的实验数据符合较好。基于此模型,分析了超临界流体流动时换热系数的变化规律,并采用瞬态计算方法,线性增大加热功率,分析了流动不稳定现象,发现流体一旦进入不稳定区,进出口流量的波动非常严重,甚至出现倒流,应尽可能避免此类现象。     

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。     

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。     

管道倾斜角度对超临界CO2管内换热特性的影响

在恒热流加热工况下,对超临界CO₂在不同倾角的微细圆管内混合对流换热进行了数值模拟。采用FLUENT软件分析了不同倾角时管内截面温度、轴向速度、二次流、上母线传热系数、周向壁面温度和Nu_w的变化规律,并引入相对二次流动能定量表示二次流强度。研究发现：倾斜管内顶部流体温度高于底部,周向Nu_w在底部高于顶部,速度分布不是中心对称且其峰值出现在管中心轴线下侧;浮升力引发的二次流先增大后减小,且在靠近入口处达到峰值;倾斜管内上母线温度高于下母线,上母线传热系数在拟临界温度附近达到峰值。通过水平管中浮升力判据,得到了浮升力对对流换热的影响规律。     

运行条件对蒸汽发生器热工参数影响的仿真研究

以减轻蒸汽发生器破管事故及考察核电站电力升级为目的,参考大亚湾核电站蒸汽发生器的运行参数,基于分布参数法建立了核动力蒸汽发生器一维数学模型,开发了基于MATLAB的动态仿真程序,进行了改变运行条件时蒸汽发生器热工参数仿真计算。计算结果表明:与满负荷正常运行条件相比,在降低二回路运行温度或增加二回路流量时,二回路预热段变短,出口焓大幅升高;质量含汽率在降低温度时提高54%,增加流量时提高28%;一、二回路及管壁整体温度降低;一回路和内壁温降增大。该计算结果揭示了蒸汽发生器的内在传热规律,可为缓解U形管恶化及提升电力的相关操作提供一定理论依据。     

套管直流蒸汽发生器流动不稳定性研究

由于两相流不稳定性在实际应用中的重要性，许多学者对其本质进行了大量的研究。本文从基本的守恒方程出发，建立了1套完整分析套管直流蒸汽发生器流动不稳定性的数学计算模型。此模型采用均相流和相间热力学平衡假设，并考虑了管壁的蓄热。此模型还被用于研究系统压力，质量流速，进口过冷度，进、出口节流和内、外径之比对流动不稳定性的影响。     

高温气冷堆螺旋管式直流蒸汽发生器热工水力学

高温气冷堆蒸汽发生器具有一次侧氦气工质、二次侧直流、螺旋管结构、工作温度高等特点,其热工水力特性与传统压水堆自然循环蒸汽发生器存在很大区别。针对高温气冷堆蒸汽发生器的特点,对其基础热工水力及特有热工水力学问题进行了阐述,主要包括螺旋管内单相及两相流阻及换热计算、横掠螺旋管束流阻及换热计算、温度均匀性及两相流不稳定性等。同时介绍了清华大学核能与新能源技术研究院针对高温气冷堆蒸汽发生器热工设计、温度均匀性及两相流不稳定性等热工水力学问题所开发的一维稳态程序、一维瞬态程序、二维分析程序和方法,并对分析结果和结论进行了讨论。相关研究方法、程序和结论对其他相似参数螺旋管和直管式直流蒸汽发生器具有参考和借鉴意义。