钠冷快堆蒸汽发生器小钠水反应现象数值模拟

蒸汽发生器（SG）是钠冷快堆二回路主冷却系统的关键设备之一,其传热管破损会导致钠水反应事故,产生大量氢气、腐蚀性产物并放出热量,严重影响SG的安全运行。本文用FLUENT对小泄漏钠水反应区的瞬态现象进行数值模拟,计算得到泄漏孔径为0.2 mm时反应区最高温度可达1 564 K,最高温度随泄漏率的增加而升高,但保持在一定范围内,结果均与日本实验结果吻合,并且泄漏率会影响产物NaOH和H₂的扩散与分布。本文采用的数值模拟方法可用于小钠水反应现象分析,可得到不同泄漏率下小钠水反应能达到的最高温度、反应区任意位置的NaOH浓度和H₂浓度,以预测邻管损耗和失效时间,有利于进一步开展小钠水反应事故安全分析。     

基于RELAP5的蒸汽发生器传热管断裂事故分析

基于RELAP5/MOD3.4分析软件建立了1 000 MW核电机组一回路模型,在发生多根蒸汽发生器传热管道双端断裂事故（SGTR）瞬态下对发生事故后30 min内无人为操作的5种不同断裂工况进行了主要参数对比分析,并且对蒸汽发生器（SG）发生满溢时间进行了敏感性分析。研究表明：传热管断裂根数不同,各参数变化趋势相似;断裂根数越多,破口初始流量越大,触发系统动作越早;破口面积、主泵运作、主给水关闭时间、辅助给水投入时间和投入量都会影响SG满溢时间。对CPR1000机组发生多根SGTR事故对比分析和事故后各设备动作对SG满溢时间影响的研究有实际设计和运行参考价值。     

停堆氧化期间加大净化流量改进可行性分析

使用化学和容积控制(RCV)系统水力模型,研究M310机组停堆氧化期间提高净化流量以缩短冷却剂净化时间的可行性,并提出初步的工程改造方案。研究结果表明,停堆氧化净化流量从27.2 m3/h提高到40 m3/h,1000 MW级核电机组单次大修至少可节约2 h工期。     

基于RELAP5的大功率非能动核电厂SGTR事故分析研究

本文应用RELAP5/mod3.3程序对大功率非能动核电厂进行建模,开展了蒸汽发生器传热管破裂事故(SGTR)分析研究,研究就事故造成的最大质量释放和破损SG最大水体积两种工况分别进行了计算。通过对两种工况计算结果的分析,发现虽然在不同工况条件下,系统参数变化和事故发展序列存在一定差异,但总体来讲,在SGTR事故过程中即使操纵员不干预,大功率非能动核电厂保护系统和非能动设计措施将会触发自动的响应措施,可终止蒸汽发生器(SG)传热管的泄漏,并将反应堆冷却剂系统(RCS)稳定在安全状态,能够防止SG发生满溢和自动降压系统动作,最终使放射性后果在可接受剂量水平限值范围内。     

为浮动式核电机组和小型反应堆开发核燃料

[本刊2011年10月综合报道]由于浮动式核电机组和小型反应堆具有经济实用性,并可在偏远地区(例如俄罗斯北部地区、西伯利亚、远东地区)应用,俄罗斯研究人员正在开展浮动式核电机组和小型反应堆的研究.由于浮动式核电机组堆芯无法维修,因此假设堆芯在发生燃料泄漏后(例如意外破损)还能持续运行一段时间.与WWER型核     

钠冷快堆蒸汽发生器小泄漏事故中氢迁移行为研究

钠冷快堆采用钠-钠-水/蒸汽三回路传热模式,二回路钠与三回路水/蒸汽通过蒸汽发生器实现热交换。蒸汽发生器中传热管的微小破损都可能导致钠水反应。为了有效扼制小泄漏事故的扩展,需要及时发现泄漏的发生。本文建立了钠冷快堆蒸汽发生器小泄漏钠水反应一维计算模型,采用Fortran语言编写了一维分析程序,用于计算小泄漏钠水反应氢气产生、迁移过程,并与参考文献计算结果进行了对比。最后,针对蒸汽发生器一根传热管破损分析了泄漏率、钠温对氢离子和氢气在二回路钠中迁移行为的影响。可为钠冷快堆二回路小泄漏探测系统的布置提供参考。     

一条给水管线破裂后的辅助给水系统供水试验分析

本项试验是方家山核电机组调试大纲项目,主要验证在一条给水管线破裂后辅助给水系统供水时,从破口处的总流量不能超过250 m3/h,向2台完好蒸汽发生器(SG)中的每一台供应的给水流量不能低于45 m3/h。难点在于试验中不会有破口,无法直接得到仪表测量流量数据。于是建立模型,分析破口事故时辅助给水泵的运行工作点,通过正常供水试验数据拟合模型未知参数,最终根据工作点参数计算出破口与正常管线给水流量,综合分析得出破口时的给水数据,满足验收准则要求。     

600MW压水堆机组控制系统中“次高/次低选”的改造

核电机组在执行反应堆保护测量通道定期试验(T1试验)或测量仪表通道故障情况下的人为干预容易出错,无法保证核电机组稳定运行的问题。针对这一问题,在4台600 MW压水堆核电机组控制系统中引入了"次高/次低选"控制逻辑。本文阐述了"次高/次低选"的工作原理、方法及具体改造措施。通过试验数据分析,验证了此项改造的可行性。同时对"次高/次低选"在控制系统中的具体改造和应用进行了介绍。     

蒸汽发生器主蒸汽管道16N传输时间的分析与计算

利用监测二回路主蒸汽管中^16N辐射来实现蒸发器传热管破损在线检测是一种直接而有效的方法;主蒸汽管道^16N传输时间的计算是在线检测系统的关键技术之一。分析了传热管发生泄漏时的^16N放射性核素迁移过程,对^16N传输时间的计算原理和方法进行了探讨,并以“陆奥”船用核动力装置为例,计算了三种情况下传热管发生泄漏时^16N的传输时间。     

巴基斯坦将再建2台核电机组

【巴基斯坦《每日时报》3月14日报道】巴基斯坦原子能委员会(PAEC)主席Parvez Butt说,卡拉奇市(Karachi)将在坎努普核电厂附近再建2台600MW核电机组,以满足该市不断增长的能源需求。Butt表示,为满足国民经济快速增长引发的电力需求增长,巴基斯坦政府已下令PAEC建设8000MW的核电装机容量。PAEC目前正成功运行着2台核电机组,而第3台机组即恰希玛2号机组也正在建设中。Butt补充道:“我们有35年的核安全运营经验,并计划在未来几年中建造更多的核电机组,以便能满足国家的能源需求。”他还表示:“通过提供技术服务,PAEC正在促进核电产业…     

Structural integrity evaluation method for overheating rupture of FBR steam generator tube

This paper describes a structural integrity evaluation method for a SG tube of FBR in case of sodium–water reaction and creep rupture tests to obtain the strength of the tube material. In the SG of FBR, if intermediate size of water/steam leak (1–2 kg s⁻¹) would occur from a tube, it could cause overheating rupture of the multiple tubes surrounding the initially failed tube due to generated sodium–water reaction heat. In the ultra-high temperature condition, the creep strength of the material is one of the dominant factors for failure behavior. Accordingly, we tried to apply the creep failure criterion for the overheating rupture of the SG tube. The creep rupture tests have been performed at ultra-high temperature conditions ranging from 1223.2 to 1323.2 K. The test material is ‘Mod .9Cr–1Mo steel’ which is one of the candidate materials for the tubes of the future SG of FBR. The test results have shown that tube rupture depends on the creep strength of the material; hence, instantaneous rupture does not occur even if the stress exceeds the design value of ultimate tensile strength. The test data have been suitably expressed using the Larson–Miller Parameter, and a structural integrity evaluation method based on the sum of the use-fraction associated with the creep damage has been proposed. Based on this method, the structural integrity of the tube in the sodium–water reaction flame has been evaluated. The results show that it is important to detect the initial leak of the tube within a short period and to reduce the steam pressure more rapidly by SG blowdown.     

传热管泄漏对蒸汽发生器动态特性的影响

以大亚湾核电站蒸汽发生器为研究对象,建立了基于漂移流理论的蒸汽发生器一维动态数学模型及传热管泄漏模型,并进行了蒸汽发生器不同工况下的稳态仿真。在验证所建立漂移流模型和传热管泄漏模型的基础上,研究了不同工况下传热管泄漏位置及泄漏流量对蒸汽发生器关键参数的影响。研究结果表明,所建立的漂移流模型和传热管泄漏模型能准确反映不同泄漏情况下蒸汽发生器质量含汽率及蒸汽压力等关键参数的变化规律,泄漏发生在热端沸腾段入口处时各参数变化最显著,泄漏量为冷却剂流量的5%时出口质量含汽率由0.261降到0.163。基于漂移流理论传热管泄漏对蒸汽发生器动态特性影响的成功预测,为蒸汽发生器传热管泄漏事故的监测与防范措施的制定提供一定参考。     

Experimental and Operational Verification of the HTR-10 Once-Through Steam Generator (SG)

In January 2003, the 10MW High-temperature Gas-cooled Reactor (HTR-10) reached its full power for continuous operation of seventy-two hours in the Institute of Nuclear Energy Technology, Tsinghua University. The reactor was operated smoothly at the designated parameters. The once-through steam generator (SG) is one of key equipments of the HTR-10 reactor. The SG includes 30 modular heating helical tube assemblies. Design of the SG includes hydraulics, heat transfer and stability designs. Based on the design requirement, it is necessary to ensure sufficient heat removal from the reactor in order to maintain stable operation. In order to confirm the thermal hydraulic reliability of the SG, a series of experiments had been carried out. The purpose of this paper is to introduce the design features and experimental verification of HTR-10 SG, and the research results of small bending radius helical coil-pipe used in HTR-10, for example, the heat transfer coefficient of water, superheat steam and the two phase flow in the helical tube, the heat transfer coefficient of the He flow across the helical tube, and the centrifugal force effect on the heat transfer for the helical tube. In the paper, some operational experimental data of the HTR-10 SG have been presented.     

核电厂蒸汽发生器传热管氦气检漏系统研究

本研究介绍了某核电厂蒸汽发生器传热管在役氦气检漏系统的原理及系统组成,并模拟了某核电厂蒸汽发生器在役大修期间传热管检漏试验。试验结果表明,最佳参数可设置为:蒸汽发生器二次侧氦气浓度份额为30%;抽气速率为 20 L/min;蒸汽发生器二次侧压力为0.6 MPa;系统漏点定位误差在0.5 m以内。本文研究的蒸汽发生器传热管在役氦气检漏系统可为国内核电厂安全、稳定地运行提供可靠的技术保障。      

SG LOCA摇晃动力响应数值分析

经过合理的简化与等效处理，建立了国内某3代核电站的蒸汽发生器（SG）非线性有限元模型，将其与反应堆冷却剂环路（RCL）串联，开展了SG失水事故（LOCA）摇晃动力响应数值分析，得到了作用在SG传热管上的应力极值及其随管径的变化规律，并获得了作用在上部支承上的载荷。将本文方法与传统解耦法进行对比，结果表明:SG的解耦对摇晃动力响应有较大影响，应采用与RCL耦联的计算方式。      

基于多孔介质模型的快堆蒸汽发生器热工水力特性数值研究

蒸汽发生器（SG）作为钠冷快堆一次侧钠与二次侧水的热交换器,其可靠程度直接影响反应堆能否安全运行,因此对SG的一次侧热工水力特性的研究具有重要意义。本研究采用多孔介质模型,对快堆蒸汽发生器一次侧流场进行分析。通过对支撑板模型的计算,获得多孔介质控制方程的阻力源项。一次侧向二次侧的释热量通过系统程序Relap5计算,确定多孔介质控制方程的能量源项。通过用户自定义程序将动量源项与能量源项编译至FLUENT求解器中。通过FLUENT求解器求解控制方程,获得SG一次侧流场、压力场、温度场等信息。并通过对比模拟结果与设计值,验证了计算的准确性。      

A new LMR steam generator free from SWR with a double tube bundle configuration

This paper describes the activities made at KAERI to develop an advanced liquid metal reactor (LMR) steam generator which is free from a sodium water reaction (SWR) to resolve the concern of the SWR possibility and improve the economic features of the LMR. The steam generator design houses two tube bundles that are functionally different and its tube bundle region is radially or vertically divided into two. The SG is equipped with hot and cold fluid tube bundles, a medium fluid and a pump. It prevents the occurrence of the sodium water reaction while sodium is still used as the coolant for the primary heat transport system. The feasibility of using the SG with a double tube bundle for an actual use in a LMR plant is evaluated by setting up the skeleton of the NSSS for various possible configurations of the SG tube bundles.Analysis was made for various types of the new steam generator with a double tube bundle. Since the heat transfer in the SG is made among three different fluids, it has unique heat transfer characteristics. The analysis showed the possibility of the occurrence of an undesirable reversed heat transfer not only in the integrated single-region bundle type but also in the integrated double-region bundle type. The performance analysis revealed practical performance characteristics for the various bundle configurations. Also the feasibility study for the various NSSS configurations with the new SG is described.     

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。