多模块直流蒸汽发生器给水系统特性分析

为给中国示范快堆给水控制系统的控制方案设计及直流蒸汽发生器结构参数设计提供必要参考依据,本文搭建了多模块直流式蒸汽发生器给水系统的仿真模型,对示范快堆给水系统的静态特性和动态特性进行了仿真研究。分析了蒸发器出口钠温和蒸汽发生器一次侧流量偏差等关键参数对各模块工作状态的影响,并得出了系统可靠工作条件下这些关键参数变化的限值。研究结果表明,为防止蒸发器出口蒸汽过热度不足,保证蒸发器可靠工作,需限制蒸发器出口钠温过低,以及蒸汽发生器一次侧流量相对于平均值过高。     

示范快堆给水控制系统仿真研究

针对示范快堆每个环路设置多个直流式蒸汽发生器模块的特点,提出集中控制环路给水流量和单独控制环路内各模块给水流量的控制方案,并搭建了给水控制系统的仿真模型;分别对2种给水控制方案进行仿真研究,分析在2种给水控制方案下各模块蒸发器出口钠温和蒸汽过热度的变化规律。研究结果表明:集中控制环路给水流量的控制方案更有利于保证蒸发器出口蒸汽过热度的安全限值,而单独控制环路内各模块给水流量的控制方案更有利于蒸发器出口钠温的控制。     

CEFR蒸汽发生器给水调节系统的设计与调试

蒸汽发生器给水调节系统是中国实验快堆（CEFR）重要的控制系统,需要实现自动控制。根据该系统的控制需求针对性地设计了一套给水调节控制方案,并在CEFR实堆功率运行工况下验证了该控制方案。堆上试验结果表明,该控制方案能够在各种设计工况下维持蒸汽发生器出口钠温稳定,具备抑制反应堆其他参数干扰的能力。本研究通过CEFR蒸汽发生器给水调节系统的设计与调试工作,实现了CEFR蒸汽发生器给水调节系统的自动化控制。     

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。     

新型蒸汽发生器综合性能实验研究

由于蒸汽发生器中流动及传热的复杂性,目前华龙一号ZH-65型蒸汽发生器不能完全通过理论计算进行设计,其性能是否满足设计要求必须通过开展相应的实验予以确认。本文利用中国核动力研究设计院的蒸汽发生器综合实验装置对新型蒸汽发生器开展综合性能实验研究,以验证ZH-65型蒸汽发生器二次侧自然循环性能和总体性能。通过稳态实验研究,获得了蒸汽发生器不同功率负荷下二次侧出口蒸汽压力、蒸汽产量、出口蒸汽湿度、循环倍率、给水组件阻力、汽水分离器压降等关键热工参数,全面验证了蒸汽发生器静态工作特性。本文还对蒸汽发生器瞬态工作特性进行了深入研究,获得了蒸汽发生器阶跃条件下的运行特性,获得的实验数据表明,华龙一号ZH-65型蒸汽发生器完全满足设计要求。     

HTR-PM直流蒸汽发生器的建模与分析

球床模块式高温气冷堆核电站示范工程（HTR-PM）采用两座模块式高温气冷堆带一台汽轮发电机组的技术方案,为了开展其运行特性研究,清华大学核能与新能源技术研究院开发了针对HTR-PM的工程模拟机,其中螺旋管式直流蒸汽发生器的模型还需进一步完善。本文深入分析了螺旋管式直流蒸汽发生器的流动、换热规律,明确了蒸汽发生器一次侧和二次侧的流动与换热模型,通过对稳态工况中分布数据的详细分析,说明了模拟结果的正确性。为适应更多模块的高温气冷堆核电站的运行分析要求,通过网格划分方案的讨论与优化,在保证实时性的前提下,提高了蒸汽发生器中流动与换热模拟的准确性,为下一步采用工程模拟机开展其运行特性研究打下基础。     

快堆蒸汽发生器热力参数对泄漏探测系统响应特性的影响

研究建立了水泄漏引起的钠水反应产物在快堆蒸汽发生器和取样支路传输扩散的一维数学模型,分析了蒸汽发生器流量、钠温度和取样支路流量对泄漏探测系统响应特性的影响。模型计算和实验结果表明：蒸汽发生器流量的增加将缩短系统的响应时间,但却降低了蒸汽发生器钠出口处的氢离子浓度,使系统探测水泄漏的灵敏度降低;蒸汽发生器钠温度对系统的响应时间影响不大,钠温升高,OH^-离子的离解速率加快,探测系统的灵敏度提高;增大取样支路流量可改善系统的响应特性。     

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。     

直流蒸汽发生器稳态与瞬态特性数值模拟

直流蒸汽发生器内二次侧流体被一次侧流体加热,其轴向热流密度分布与两侧流体运行参数密切相关。采用RELAP5/MOD4.0程序对直流蒸汽发生器的稳态与瞬态运行特性进行数值模拟研究,获取了直流蒸汽发生器热工参数的振荡特征,并进一步探究了一个周期内不同时刻的二次侧流体的质量流量、热流密度及管壁温度的瞬时轴向分布以及二次侧入口节流对流动振荡的影响。结果表明:对流加热工况下轴向热流分布主要取决于一次侧流体和二次侧流体之间的温差。当直流蒸汽发生器内发生密度波振荡时,一次侧出口温度及总加热功率均剧烈振荡。干涸点的位置大幅移动,且其附近的壁温强烈波动,可通过增大二次侧入口节流抑制流动振荡。     

扩散型氢计系统在中国实验快堆的实际应用研究

在快堆运行中,钠泄漏是快堆核电厂运行的一大安全隐患,特别是二回路蒸汽发生器换热管破损引起的钠水反应将对反应堆的安全运行造成极大的损害。本文通过对中国实验快堆(CEFR)蒸汽发生器氢计系统在不同工况下的在线监测响应特性的研究分析,掌握氢计的实际运行特性,并对氢计系统在实际应用中存在的问题给出相应的解决措施及建议,优化CEFR氢计系统运行维护技术,对于保证氢计系统可靠运行,及时发现蒸汽发生器换热管的微小泄漏,防止蒸汽发生器中、大泄漏事故的发生,优化工程应用,确保反应堆运行安全,具有重要意义。     

高温气冷堆超临界蒸汽发生器的动态仿真与分析

针对高温气冷堆用螺旋管式直流蒸汽发生器二次侧运行在超临界下的特点,完善其仿真模型。通过模拟一次侧流量阶跃以及一、二次侧流量同步阶跃等场景,研究氦气和给水质量流量的扰动对温度、换热等相关参数的影响规律。结果表明,氦气流量的变化会同时引起一二次侧工质相关参数变化;由于金属传热管和水侧热容较大所产生的延迟作用,使得二次侧参数的变化速率相对缓慢;当氦气和给水流量相继发生变化时,由于超临界水传热的特殊性,部分参数出现小幅波动。     

中国实验快堆蒸汽发生器首次进水试验分析研究

中国实验快堆(CEFR)作为中国第一座钠冷快中子反应堆,蒸汽发生器作为分隔二回路和三回路器的重要设备,其运行的稳定性、可用性对于中国实验快堆的稳定运行具有重要意义。中国实验快堆蒸汽发生器首次进水试验验证了蒸汽发生器具备了在低功率下运行的完整性、可用性、稳定性和良好的传热性能。根据记录数据就钠侧和水侧的对流换热进行了热平衡校核计算,计算结果表明了本次试验钠侧和水侧换热量平衡,计算结果表明在低流量、低钠温的运行工况下水侧为主要换热热阻,该热阻值可以由格尼林斯基(Gnielinski)公式确定。     

10MW高温气冷堆蒸汽发生器稳定性实验研究

介绍了１０ＭＷ高温气冷堆盘管式直流蒸汽发生器双管工程模拟实验回路的技术特征和主要技术指标。实验系统用高温氦气作为热源,采用１：１全尺寸模拟,进行卫３０％负荷工况两相流稳定性验证实验、入口过冷度、蒸汽出口压力、流量及入口阻力对两相流稳定性影响的研究。结果表明,蒸汽发生器３０％负荷设计工况下,蒸汽出口压力２．５￣４．０ＭＰａ、给水温度７５￣１８０℃、入口节流阻力大于４０ｋＰａ时系统能稳定运行;蒸汽发生     

直流蒸汽发生器给水控制半实物仿真系统

采用直流蒸汽发生器的核动力装置是一个多变量耦合的复杂被控对象,为了对其给水控制系统进行研究,设计了一个直流蒸汽发生器给水控制半实物闭环仿真系统.该系统由实时仿真系统、给水控制系统物理设备和仿真过程管理系统组成.给水控制系统物理设备采集实时仿真系统提供的参数信号,并输出控制信号至电动执行机构.半实物闭环控制仿真试验表明,该仿真系统具有较好负荷跟踪能力,可为实际直流蒸汽发生器控制系统的设计及运行提供技术指导.     

高温气冷堆蒸汽发生器卸压过程模拟和分析

当高温气冷堆发生假想事故导致停堆后,堆芯热量将通过冷却系统载出。由于系统设计和蒸汽发生器系统材料等要求,需在冷却水注入前将蒸汽发生器二次侧卸压。本文选用清华大学核能与新能源技术研究院设计的200 MW高温气冷示范堆(HTR-PM),利用热工水力瞬态分析系统程序对其蒸汽发生器二回路系统进行建模,并针对事故后蒸汽发生器不同卸压阀门设计下的热工瞬态过程进行数值模拟,计算和分析了蒸汽发生器换热管等部件在瞬态过程中的温度变化,为相关系统的应力分析和设计提供参考。     

核电厂蒸汽发生器二次侧三维流场分析

为弄清核电厂蒸汽发生器二次侧的流动和传热特性机理,以确保蒸汽发生器的稳定性,文章采用数值软件根据蒸汽发生器的结构特点和运行模式进行简化建模,利用相似原理,使用相变模块模拟了蒸汽发生器的二次侧汽液两相流的流场分布情况。研究了相同结构下不同给水比例对二次侧流场分布的影响,尤其是对空泡份额分布特性的影响。研究发现,不同的给水工况对直管段的空泡份额分布和流体流速分布都有明显的影响,但对传热管上部区域的空泡份额和速度分布的影响不大。     

基于铅铋快堆的直流蒸汽发生器稳态与瞬态特性分析

铅铋快堆的安全稳定运行与换热器一二次侧间的散热性能密切相关。本研究通过建立基于铅铋快堆的直流蒸汽发生器（OTSG）稳态与瞬态耦合分布参数模型,分析对比了不同负荷条件下OTSG内部热工水力特性的分布差异,并进一步揭示了铅铋快堆一次侧焓值及流量扰动对换热器动态散热性能的影响。结果表明：稳态传热时铅铋快堆一次侧温降主要集中在过冷沸腾及核态沸腾区,二次侧负荷减小将导致管壁面温度飞升前移;动态调节显示在设计工况下一次侧入口焓值仅下降5%,就可能导致铅铋快堆循环在90 s后进入事故工况。研究结果为铅铋快堆的OTSG动态流动换热特性研究及结构设计优化提供了有价值的建议。     

一体式长径喷嘴节流装置设计与制造的探讨

在核电厂正常运行过程中,介质流量是DCS控制系统完成对工艺系统状态监视、判断、决策的重要参数。可以通过精确测量介质流量,保障机组运行的安全性、稳定性和经济性。流量仪表种类繁多,其中节流装置是应用较为广泛的一种。通过分析示范快堆蒸汽发生器水侧出口蒸汽流量所使用的P91钢长径喷嘴节流装置,证明该新材料的应用和新型的设计有助于减少环形焊缝,提高安全性和经济性。     

高温气冷堆螺旋管蒸汽发生器流量漂移不稳定性研究

建立与氦气对流换热的并联螺旋管蒸汽发生器数值模型,分别采用一维飘移流模型和一维可压缩流动模型描述水侧和氦气侧的流动。在此基础上研究了球床模块式高温气冷堆核电站螺旋管蒸汽发生器内的流量漂移不稳定性。动态计算结果表明,在一定条件下蒸汽发生器内有可能发生流量漂移,不同传热管流量可相差几倍,而出口温度则相差几百度。通过对质量流速-压降曲线的分析,发现热负荷对稳定性起主导作用,热负荷越大越易发生流量漂移,且边界质量流量随热负荷呈线性增长。增大入口节流阻力和过冷度可以在一定程度上避免流量飘移。最后给出了蒸汽发生器流量飘移的稳定边界。     

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。