反应堆系统冷却剂泵流量特性计算模型

反应堆的发热是靠反应堆系统一回路冷却剂循环带出堆芯之外的。一般情况下，冷却剂的流动是靠冷却剂主循环泵（主泵）来唧送的，特殊情况下，也需要靠回路中冷却剂的自然循环流动来完成。不论是哪种情况，主泵的流量特性直接影响着反应堆的安全。本文根据主泵的四象限特性图提出了一种用于计算反应堆系统稳态和瞬态工况下主泵流量特性的计算方法。该方法便于使用，其计算结果与Ｒｅｌａｐ５／ＭＯＤ２的计算结果进行了比较，二者符合很好，证明本文的模型完全可用于反应堆系统的稳态设计和瞬态事故分析。     

并联立式屏蔽电机主泵流动特性数值研究

以缩比系数为1∶4的立式屏蔽电机反应堆主冷却剂循环泵（简称主泵）为研究对象，建立2台并联主泵反向旋转（模型1）和同向旋转（模型2）2种几何模型；运用计算流体力学（CFD）方法对2种模型的并联主泵内部流场进行稳态运行计算，从主泵的外特性、进口流动特性、入流品质、管内压力分布方面对模型1和模型2进行对比分析。结果表明，模型1中A、B主泵性能基本一致；模型2中A、B主泵的流量相对偏差基本在0.8%以内，最大值达到1.69%，扬程相对偏差稳定在1%以内，效率和轴功率相对偏差最大值分别达到6%和8%；模型2相对模型1流动稳定性更好、入流品质更高、管内压力分布较低，有利于设备的长期运行。      

核主泵变流量过渡过程瞬态水力特性研究

为研究核主泵从设计工况向非设计工况过渡过程的瞬态水力特性及内部流动机理,应用计算流体力学软件CFX对核主泵叶轮流道内的变流量瞬态流动特性进行数值模拟计算。研究结果表明：变流量过渡时,核主泵的压力脉动沿圆周方向分布并不均匀,其变化趋势是逐渐上升到最大值后又降低,基本呈正弦变化规律,瞬态压力波动变化次数等于叶片与导叶片数之间的动静干涉次数,监测点越靠近叶片与导叶交界面,压力波动越大;由于冲角的存在造成叶轮流道内的速度呈先下降后上升的变化趋势;导叶不仅具有将动能转换为压能的功能,同时也具有有效减缓压力脉动幅度的功能;向小流量过渡时,由于流量减少,在靠近叶轮出口处出现二次回流,造成叶轮流道内速度变化幅度随流量的减少而增大。     

隐性汽蚀过渡过程主泵叶轮内瞬变流动特性研究

通过CFX程序对反应堆主泵叶轮流道内发生隐性汽蚀时瞬态流动特性进行数值模拟计算,研究分析从汽蚀初生工况起降低进口压力至临界汽蚀余量过渡过程中主泵内部瞬态流动特性。流场分析表明:在隐性汽蚀过渡过程中,汽泡相的增加会影响进口处速度变化,使得靠近主泵叶片进口处的速度随汽泡相区域的增大而变大,且汽泡的产生和溃灭会影响靠近进口处速度波动幅度;靠近叶片进口处涡量值受汽泡相影响而逐渐增大,汽泡的溃灭会降低溃灭处至叶轮出口处间的涡量值;由于泵体的非对称结构,导致叶轮各流道内的流量、流速及叶轮出口压力分布出现非对称性,引起瞬态径向力的不对称性。汽蚀发展到一定程度后,汽泡相开始对叶轮瞬态径向力值产生影响使其出现无规律波动。     

FSP系统建模与仿真分析

FSP（fission surface power）是美国经过充分研究论证的一种空间堆。为研究FSP系统的瞬态特性,对FSP系统各部件进行建模,并编写相关程序。该程序对系统稳态工况进行仿真,计算结果和稳态设计值符合良好。该程序对反应性引入以及主泵停止后再启动工况进行了仿真,计算结果趋势合理,证明了模型、建模思想以及建模方法的正确性。结果表明反应性引入时功率以及温度参数的振荡和回路之间温度变化快慢不同有关,且主泵停止后再启动的时间间隔越小越好。该程序可为与FSP相类似的反应堆系统的瞬态分析和安全分析提供参考。     

FSP系统建模与仿真分析

FSP(fission surface power)是美国经过充分研究论证的一种空间堆。为研究FSP系统的瞬态特性,对FSP系统各部件进行建模,并编写相关程序。该程序对系统稳态工况进行仿真,计算结果和稳态设计值符合良好。该程序对反应性引入以及主泵停止后再启动工况进行了仿真,计算结果趋势合理,证明了模型、建模思想以及建模方法的正确性。结果表明反应性引入时功率以及温度参数的振荡和回路之间温度变化快慢不同有关,且主泵停止后再启动的时间间隔越小越好。该程序可为与FSP相类似的反应堆系统的瞬态分析和安全分析提供参考。     

反应堆冷却剂泵惯量设计影响因素研究

主泵惯量设计应考虑主泵本身和回路特性的综合影响。本文建立了基于四象限特性的主泵惰转数值计算模型,评估主泵本身和回路特性对主泵惰转的影响。结果表明,转动惯量、摩擦损失等主泵因素,沿程阻力、局部阻力等回路因素均影响主泵惰转流量特性,但惰转转速下降主要与主泵本身因素相关,与回路因素关系不大。采用初始动能比ε表征主泵惯性和回路流体惯性的综合影响,流量下降相对转速下降的滞后程度与ε线性相关。对于ε较大的回路,应充分考虑惰转流量的滞后影响,避免主泵转动惯量设计采用过大的裕量,造成机组效率下降和设计难度提高。     

密度锁工作特性的实验研究

介绍了密度锁的工作原理,并设计搭建了实验装置,研究了稳态工况和主泵停转事故时密度锁的工作特性。结果表明,在稳态工况下,密度锁能长期保持关闭,从而将主回路和余热排出回路隔开,此时,余热排出回路处于非工作状态,不会影响反应堆的正常工作。当发生主泵停转事故时,密度锁能迅速打开,使主回路和余热排出回路连通。余热排出回路会建立自然循环,且足以带走剩余热量。     

燃料组件典型栅元湍流激振数值研究

为掌握全长范围内的燃料棒振动响应特性,以用于燃料棒微动磨损寿命分析,本研究运用计算流体动力学（CFD）方法,对燃料组件典型栅元的湍流激振进行数值模拟分析,并通过棒表面的瞬态脉动压力分布开展不同夹持力下的单棒瞬态动力学分析。研究表明:格架上游的截面平均湍动能约为0.1 m2/s2,格架临近出口位置湍动能达到峰值的0.65 m2/s2,格架的存在显著增强了流场的湍流强度,这是造成燃料棒湍流激振的主要原因;通过瞬态动力学分析确定了均方根振幅最大的定位格架位置,并建立了该格架的均方根振幅和振动速度随夹持力变化的关联式。本研究将为后续微动磨损理论计算及实验验证奠定基础。      

基于密度锁的非能动余热排出系统设计及验证分析

提出了一种新型非能动余热排出系统设计方案,该方案以密度锁技术作为基础,采用改变压力调节回路流量,并保持循环回路内有高温工质流动的方式,建立密度锁内水力平衡关系,维持主回路和余热排出回路的隔离。以AP1000主冷却剂系统为载体,用RELAP5/MOD32程序分析了正常工况下,非能动余热排出系统的运行特性。结果表明：以密度锁内流体温度作为控制变量对调压泵转速进行调节,可逐渐建立密度锁内水力平衡关系,实现非能动余热排出系统的启动;稳态运行期间,反应堆运行参数改变时,在控制系统反馈作用下,密度锁仍能维持“封闭”状态,保证主回路和余热排出回路隔离。     

Transient flow analysis in reactor coolant pump systems during flow coastdown period

The rapid flow transient calculation in reactor coolant pump system is important in the safety analysis of a nuclear reactor. An accurate transient analysis of flow coastdown is also important and necessary for the design and manufacture of a reactor coolant pump. Only under the reliable work of a reactor coolant pump the safety of a nuclear power plant can be guaranteed. A mathematical model is developed for solving flow rate transient and pump speed transient during flow coastdown period. The detailed information of the centrifugal pump characteristics is not required. The flow rate and pump speed are solved analytically. The analytic solution of non-dimensional flow rate indicates that non-dimensional flow rate is determined by energy ratio β. The kinetic energy of the loop coolant fluid and the kinetic energy stored in the rotating parts are two important parameters in form of β. When the steady-state flow rate and pump speed are constant, the inertia of primary loop fluid and the pump moment of inertia are also two important parameters in flow transient analysis. For the condition all pump shafts are seized, the flow decay depends on the inertia of primary loop fluid. For the case that pump inertia is very large, the flow decay is determined by the pump inertia. The calculated non-dimensional flow rate and non-dimensional pump speed using the model are compared with published experimental data of two nuclear power plants and a reactor model test on flow coastdown transients. The comparison results show a good agreement. As the flow rate approaches to zero, the increase difference between experimental and calculated value is due to the effect of the mechanical friction loss.     

扩散角对文丘里管内湍流影响的试验研究

为研究扩散角对文丘里管内湍流的影响,采用立体粒子图像测速技术分别对扩散角度为10°、12.5°、15°以及20°的文丘里管扩散段区域进行了测量,得到了平均速度分布,并通过瞬时速度场的统计分析得到了扩散段湍动能分布情况。研究表明,不同扩散角度的文丘里管扩散段内平均速度在截面直径方向成轴对称的单峰分布,湍动能在截面直径上成轴对称的双峰分布,在各试验工况下扩散段内均发生流动分离现象。随扩散角度增加,湍动能峰值增加,主流区径向宽度未发生变化,分离流区径向宽度增加,但对分离流区所占比例的影响较小,高湍动能区变宽;随着雷诺数的增加,湍动能峰值增加,主要由轴向雷诺应力引起,分离流区所占比例略有降低,但主流区和分离流区分布变化较小。此研究为高雷诺数不同角度的文丘里管流场研究提供了实验基础。      

基于MOOSE平台的高阶全隐式核反应堆一回路系统分析

基于多物理场耦合平台MOOSE开发了模块化系统安全分析程序ZEBRA,并采用高阶全隐式离散格式建立了核反应堆一回路系统模型,对核反应堆系统中子扩散、二维固体导热和一维流体进行耦合计算。针对单管流动传热问题,对ZEBRA程序进行了耦合验证,对比了稳态工况下一阶、二阶空间离散格式和瞬态工况下Implicit-Euler、Crank-Nicolson、BDF2 这3种时间离散格式的求解精度,并对压水堆回路系统稳态和降功率瞬态工况进行了模拟分析。结果表明,高阶空间离散格式具有较高的求解精度,BDF2时间离散格式与理论解符合最好;压水堆回路系统温度、速度、压力分布合理,稳态、瞬态计算结果与RELAP5程序计算结果符合良好。      

Analysis on transient piping pressure and force caused by high pressure steam flow disturbances

This paper presents a quantitative analysis on transient responses of pressure and its resulting force to sudden operation of a pressure relief valve on the main steam line of a pressurized water reactor plant, which is initially in a closed system at high pressure. When the valve at closed position changes to the full open position suddenly, the shock can be generated by the sudden steam flow which may reach critical velocity and then travel through the pipe line causing some damages to the piping system. The major characteristics of shock are quantitatively investigated on the basis of one dimensional pressure wave theory. Through the application to the actual transient incident occurred at the Kori unit 1 on 16 April 2005, it is found that the present approach is quite practical to predict the transient behavior of shocks caused by sudden operation of valves.     

Hydrodynamic phenomena in the downcomer during flow rate transients in the primary circuit of a PWR

Mixing phenomena observed when the flow rate in a single loop of the primary circuit is changed can influence the operation of pressurized water reactor (PWR) by inducing local gradients of boron concentration or coolant temperature. Analysis of one-dimensional Laser Doppler Anemometry (LDA) measurements during the start-up and shutdown of pump on a single loop of the ROCOM test facility has been performed. The effect of a step change and a ramped change in the flow rate on the axial and azimuthal velocities was examined. Numerical simulations were also performed for the step change in the flow rate that gave quantitative agreement with the axial velocities. Phenomenological agreement was made on the turbulent kinetic energy; however, observed values were a factor of 2.5 less than the turbulent kinetic energy derived from the measurements.     

HFETR 2000 kW高温高压考验回路主泵断电事故瞬态特性分析

为了研究高通量工程试验堆（HFETR）内2000 kW高温高压考验回路在主泵断电事故过程中的安全特性，基于RELAP5程序建立了考验回路的仿真模型，采用验证后的模型开展了主泵断电事故瞬态特性分析。计算结果表明，在主泵断电事故过程中，主泵高速工况会切换至2台事故泵低速工况，流量下降较快并最终稳定至初始流量的一半，燃料包壳在4.34 s达到峰值温度763 K；之后由于功率的不断下降，包壳温度随之不断下降；事故过程中最小偏离泡核沸腾比大于1.3，表明不会发生偏离泡核沸腾，满足安全要求。      

钠冷快堆中间回路建模仿真及流量控制研究

针对钠冷快堆中间回路泵、管道、换热器等,采用Matlab/Simulink软件建立了一种仿真模型,对回路的流量和管道换热进行了计算。根据相似理论、泵水力特性曲线及回路压力损失等计算流量。编制了SFAC V1.0程序,该程序的计算结果与实验值符合较好,最大相对误差为5%。将管道划分为不同节段,在各节段上建立能量守恒微分方程组,从而建立了管道换热计算的模型。同时,对钠流量的控制方式进行了设计和改进,对控制参数进行了整定,并对流量需求进行了计算。计算结果表明,该控制方式的控制品质较高。