瞬态条件下稳压器水位测量特性试验研究

稳压器是压水堆核动力装置压力安全系统的主要设备，其水位波动反映了一回路系统的水容积变化情况，是稳压器运行控制的关键参数之一。本文基于双区非平衡模型模拟蒸汽泄露条件下的稳压器水位变化，并针对稳压器蒸汽泄漏工况开展了水位测量特性试验研究，研究了2.6~7.8 kPa/s压降速率工况下，稳压器内水位测量压差的变化情况。研究发现:采用压差修正液相区密度计算的水位值在压力瞬变情况下有较好的跟随性，能够更好的反应水位特性；表征稳压器内液相区密度变化的压差在压力减小的过程中，过渡时间小于40 s，且过渡时间与压变速率单因素无强相关性。这为稳压器的安全运行控制提供了基础研究数据。      

稳压器动态模型

稳压器是核电站中普遍采用的用于补偿由于负荷瞬态引起的正、负波动。基于控制反应堆主回路压力的目的．稳压器需要维持水和蒸汽在饱和状态下的平衡。本文主要针对稳压器的特点提出了稳压器的三区模型并进行了相应的验证计算。     

基于工业CT的复杂封闭内腔体积与曲面积的测量

针对复杂封闭内腔尺寸难以测量的问题,提出了一种基于工业CT的鲁棒统计尺度区域拟合内腔体积和曲面积测量方法。该方法首先利用基于二维鲁棒统计尺度区域拟合模型提取出图像目标边缘,进而得到其连续坐标点链码;然后利用拉格朗日方法插值边缘坐标点,进一步提高目标边缘精度;最后利用格林公式和欧式距离公式得到各二维切片的目标区域面积和周长,根据台体公式法得到工件的体积和曲面积。实验结果表明,论文所提出的测量方法精度比改进的CV测量方法高,能够实现封闭内腔的几何测量。     

HFETR试验回路稳压器水位测量

在高温高压容器中采用差压式水位计测量水位的方法，通常由于容器中介质密度的变化给测量带来很大误差。为了提高高通量工程试验堆（ＨＦＥＴＲ）试验回路稳压器水位测量精度，本文将介质密度随压力变化的函数关系输入测量仪表中，使稳压器的水位测量实现了介质密度的自动补偿。经试验标定和系统运行证明，此测量系统具有稳定性好、测量精度高和补偿范围大等特点。     

无内热源有序饱和多孔介质通道内气液两相流阻力特性研究

对无内热源有序饱和多孔介质内蒸汽-水两相流阻力特性进行了实验研究,在多孔介质通道内蒸汽-水两相受力分析的基础上,结合实验数据,得到了多孔介质内空泡份额及气液两相相间作用关系式,通过分析热工水力特征参数和多孔介质几何特征参数对两相流阻力特性的影响,得到了多孔介质内蒸汽-水两相流阻力关系式。结果表明,本文提出的两相流阻力关系式计算结果与实验结果符合良好,且优于其他关系式。本研究结果为进一步开展含内热源多孔介质内气液两相流阻力及传热特性研究提供了实验技术及理论依据。     

一种测量弱吸收条件下锂同位素比率的新方法

在激光化学法锂同位素分离工作中,需对锂原子蒸汽密度进行实时监测。通过同位素比率的数值分析可提供分离实验中诸如激光功率、化学反应区温度、压强以及光化学反应时间等参数的优化依据。吸收光谱法可快速准确地测量非弱吸收条件下的锂同位素比率。对于低锂原子蒸汽密度的弱吸收条件,受示波器的分辨极限和存储时舍入误差的影响,不能得到准确有效的同位素比率数值。为了克服实验测量上存在的弱点,提出了一种基于差分电路采集信号的高分辨率高精度的研究方法,有效解决了弱吸收条件下的同位素比率测量问题。将该方法应用于天然锂进行了测试,得到的锂同位素比率为12.37±0.56。该方法对于采用吸收光谱法测量同位素比率具有通用性,也可在其他类似分离工作中应用。     

基于超声波声速法的气液两相流湿度测量技术可行性研究

蒸汽是汽轮机的重要工作介质，蒸汽湿度会直接影响汽轮机组的安全和经济运行，因此实现蒸汽湿度的可靠、在线测量具有重要意义。为了验证基于超声波声速法的气液两相流湿度测量技术可行性，首先通过引入一些必要假设条件，初步提出了声速法湿度测量技术理论模型，理论分析表明，介质湿度仅是关于声速、温度和压力3个直接变量的函数，直接测量变量较少，模型整体结构比较清晰；在此基础上，以空气-液滴为对象开展冷态实验研究，进一步验证了该技术方案的可行性。实验研究结果表明，随着湿度的增加，介质声速逐渐减小，两者具有较强的线性关系，在0~20%的湿度范围内，声速变化量约为22 m/s，基于超声波声速法的两相流湿度测量技术具有一定可行性。      

船用高温高压容器液位测量方法

本文分析了船用高温高压容器液位测量中各种误差因素,提出能自动补偿这些误差的测量方法和推广作为陆用时的简化。     

矩形流道中的传热与压降特性研究

随着高性能电子芯片的发展以及电路和其它紧凑系统的小型化，迫切要求开发与之相适应的高热流密度下高效的传热技术。为此，在矩形通道内以FC－84为工质，进行了单相强制对流、过冷沸腾及饱和泡核沸腾实验。实验段由五个平行的水平通道组成。各通道参数如下：水力直径Dh=0.75mm，长径比（L／Dh)=409.8，通道两面的热流密度相等。实验中主要调节参数包括质量流量、入口过冷度和热流密度。实验中测量了沿流动方向不同位置处的液相温度和壁面温度。基于测量向出的温度、压降和整个试验段的热平衡，计算出单相强制对流和流动沸腾的传热系数。实验中同时测量了单相及两相工况下的实验段压降，并推出了一个计算过冷沸腾及饱和泡核沸腾压降的关系式。此外本文还提出了适用于对冷沸腾及饱和沸腾的两个新的传热关系式。     

1AF料液体积精确计量系统研究

在带有吹气液位和密度测量系统的模拟计量槽上进行了若干批体积标定。将原始数据标准化到某参考条件(主要是温度)下，根据计量槽内横截面积的变化及其反映出的残差分布图和增量斜率图，将数据划分成若干个模型段。将同一段内的各批数据进行适当的修正和补偿，把体积作为自变量、液位作为因变量，采用反向回归模式进行处理，根据数据的分布情况求出合适的标定方程，然后求标定方程的反方程，得出体积测量方程，并计算出相应的不确定度。利用测量方程可测定生产中与实测液位相应的料液体积。该系统经过对比验证，体积测量的不确定度低于0．3％(k=3)。     

基于支持向量回归的稳压器水位信号重构研究

稳压器水位是船用压水堆非常重要的监测参数，是操纵员判断堆运行瞬变的重要依据。然而，稳压器却时常出现假水位、超量程水位及水位测量丢失的问题。为此，根据稳压器水位参数与反应堆进出口平均温度、稳压器压力与温度、主回路系统的冷却剂装量、充排水流量等热工水力参数的耦合关系，提出一种基于支持向量回归的稳压器水位信号重构方法。模拟试验分析表明，该方法能快速、准确、有效地重构出正常运行工况下的稳压器水位信号。     

非凝性气体对汽-气稳压器稳压的影响研究

通过分析相间的传热传质过程以及非凝性气体存在时壁面蒸汽冷凝过程,建立了汽 气稳压器模型,研究了非凝性气体对稳压过程的影响,描述了稳压器的稳压特性,并将模型计算结果与MIT稳压器实验数据进行了对比。结果表明：当不含非凝性气体时,计算精度高,相对偏差在0.8%内,压力峰值为0.647 MPa;当非凝性气体含量从0增至20%时,计算精度相对减小,最高相对偏差为15.4%;压力峰值从0.647 MPa增至1.02 MPa。研究表明非凝性气体对稳压器稳压过程具有重要影响作用,随着非凝性气体的种类和含量的变化,稳压器内稳压过程发生显著变化。     

核反应堆液位事故后监测系统

本文基于发热在气体和液体中放热系数的显著差异，开发了一种加热式铠装热偶液位探测器，并在模拟装置中进行了实验。结果表明该探测器原理正确，性能可靠，结构可行。多个探测器构成探测器组件，配以ＳＰＥＣ－２００核级仪表，可实现供热堆压力壳内水位事故后监测。     

采用典型模糊控制器实现压水堆稳压器的综合控制

对压水堆稳压器的压力和水位控制．提出了一种模糊综合控制方案。采用3个典型模糊控制器分别对电加热器、喷淋卸压阀和上充阀进行控制;在稳压器压力典型模糊控制器中采用了积分分离方法。本文对汽轮机负荷阶跃变化、线性变化、甩负荷3种工况进行了控制系统的仿真实验。结果表明,稳压器的压力以及水位的瞬态和稳态控制性能都得到了较大改善,明显优于GA-FC和PID控制方案。     

Numerical analysis of steam–air behavior in a pressurizer during reflux cooling

During reflux cooling, proper evaluation of behavior of accumulated non-condensable gases in the steam generator (SG) U-tubes is important to predict the performance of the reflux cooling. Non-condensable gases are present in the pressurizer and the possibility of migration of air in the pressurizer to the SG U-tubes is not well known. Steam and air behavior in the pressurizer during reflux cooling was, therefore, analyzed numerically using FLUENT 6.3.26 and the possibility of migration of air to the hot leg was investigated. For the analysis, the pressurizer of the ROSA-IV/LSTF experiment was employed as a calculation domain, since experimental data about the loss of the residual heat removal event during mid-loop operation are available. Two stages were assumed. (1) Phase 1: latent heat accumulated in the wall of the pressurizer and was eventually released to the outside. (2) Phase 2: the wall was heated up to the saturated steam temperature, and only heat loss to the outside occurred. The prediction indicated that in Phase 1, the air did not migrate to the surge line in either laminar or turbulent flow calculations, while in Phase 2 the air migrated into the hot leg only in the laminar flow calculation. Judging from a previous experiment on an axisymmetric free jet, the flow pattern in the pressurizer seems to be turbulent. In addition, a comparison of the analytical results of the fluid temperatures near the wall of pressurizer with ROSA-IV/LSTF experiment results indicated that the turbulent flow calculation results were more realistic. It was therefore concluded that the turbulent flow calculation was more reasonable and the possibility of migration of air to the hot leg was low in a pressurizer during reflux cooling.     

Development of ATR Type Steam Separator Performance Analysis Code and Its Validation, (I)

The purpose of the study is to develop a method for predicting steam carryunder which is one of the important characteristics of a steam separator. Bubbles returning to the liquid surface and trapped by the re-circulating flow are calculated by tracking the behavior of bubbles moving in liquid bulk where velocity and temperature distributions have been calculated beforehand in conjunction with the Monte-Carlo method. Regarding the statistics of bubbles, a survey of references and visual tests have been conducted. To validate this method, several tests to measure bubble behavior under air/water conditions at atmospheric pressure and high temperature and pressure ranging 3~7 MPa have been conducted with a full-scale steam separator.

As a result, the developed method predicted with good precision the carryunder ratio obtained by the full-scale tests under the condition that carried-under void fraction was less than 20%, but underestimated carryunder ratio in the ATR “Fugen” reactor in which steam drum water level was shallow and average void fraction in water bulk was high. This method has a characteristic that carryunder ratio is underestimated in the case that void fraction is more than 20%.     

AP1000核电厂丧失正常给水稳压器防满水措施研究

在某AP1000核电厂丧失正常给水事件中，由于一系列的误操作导致稳压器满水，而稳压器安全阀在多次打开后可能无法重新关闭，不满足核电厂Ⅱ类工况验收准则。文章分析了该事件中稳压器满水的原因，即在非能动余热排出热交换器（PRHR HX）冷却能力充足的情况下，系统不适当的降压导致环路中冷却剂闪蒸，进而导致稳压器满水，此时通过开启堆顶放气阀启动应急下泄的方式无法有效降低稳压器液位。最后给出了AP1000核电厂丧失正常给水事故中防止稳压器满水的建议措施，即在RCS降压过程中，应确保RCS压力始终高于热管段温度对应的饱和压力，进而确保冷却剂不发生闪蒸。      

超临界水冷堆述评

超临界水冷堆(SCWR)是在高于水的临界点（374℃，22.1MPa）的温度和压力下运行的反应堆。相对于传统的轻水堆，它的热效率显著提高，可达45％。由于冷却剂在超临界状态下不发生相变，可直接与能量转换设备相联，从而简化了反应堆的结构。在SCWR中不需再循环和射流泵、稳压器、蒸汽发生器、汽水分离器和干燥器。它的主要特点是经济性好。     

AP1000核电厂丧失正常给水稳压器防满水措施研究

In an accident of loss of feedwater in an AP1000 plant, the pressurizer was filled with water for a series of improper operations, and the safety valves may not be qualified to re-close following multiple cycles of opening, which is not acceptable in Condition Ⅱ events. The paper analyzes the causes for the filling of water in the pressurizer in this event, that is, the instantaneous evaporation of coolant in the loop during the process of improper depressurization of RCS while the PRHR HX is with sufficient cooling capability. At this time, the water level in the pressurizer level cannot be decreased by opening the reactor vessel head vent valves for emergency letdown. Finally, the recommended measure is provided to prevent the filling of water in the pressurizer during loss of normal feedwater for AP1000 NPP. The RCS pressure should always be higher than the saturation pressure corresponding to the temperature of the hot legs to avoid the coolant evaporation.