压水堆核电厂主给水管道水锤计算及分析

核电厂二回路主给水系统是保证蒸汽发生器冷却的重要系统,同时也是水锤频发的管段,研究水锤对主给水系统的规律对于系统稳定运行具有重要意义。文章以主给水系统作为研究对象,通过Flowmaster软件的瞬态计算功能,建立给水泵、控制阀门等边界条件下的数学模型,计算阀门、泵关闭时产生的水锤压力,并且导出压力等参数的瞬时变化解。结论验证了Flowmaster瞬态计算功能计算水锤的可行性,结合工程实例说明,增加给水控制阀、给水泵关闭时间能有效控制水锤,改变给水泵、给水控制阀关闭触发信号间隔能缓解水力冲击,以及管径等因素对水锤的影响,对于实际工程中的设计和系统优化具有一定指导作用。     

瞬态过程中闸阀的流场温场及形变分析

闸阀是反应堆一回路系统的重要部件,瞬态过程中流体温场的变化会影响阀体的温场变化,进而影响阀门的密封情况。本文使用计算流体动力学方法对包含部分管路系统的闸阀进行瞬态三维流固耦合分析。通过对闸阀内流体的流场和温场的模拟计算,获得了瞬态过程中闸阀阀体温场的变化以及由于温场变化导致的热变形和热应力;在此基础上对不同边界条件和不同阀门结构进行了计算分析和评价,其结果可供闸阀设计参考。     

900 MW压水堆一回路系统水锤特性研究

针对压水堆水力过渡过程,建立了三环路900 MW压水堆一回路系统水锤完整的数理模型及边界条件。采用特征线法,开发了FORTRAN水锤仿真程序,并对三泵并联在启动和切换工况下的水锤特性进行了数值研究。研究发现启动和切换过程中,发生2次流量突变、流向逆转、压差突变和振荡;流量突变和逆转均发生在阀门关闭支路,呈振荡衰减的波动趋势,最大倒流流量达1 370 m3/h;压差突变发生在后启动支路,压差振荡最大值达40kPa;并联泵启动方式决定倒流流量和压差突变大小。     

基于RELAP5和FLUENT的多尺度耦合分析方法研究

基于二次开发得到的铅冷快堆一维系统程序RELAP5_LEAD和三维计算流体力学程序FLUENT,利用动态链接库技术和FLUENT用户自定义函数,开发了多尺度耦合分析程序RELAP5/FLUENT。在单相范围内,分别利用耦合程序RELAP5/FLUENT开展简单铅冷串联管道的瞬态流动和传热模拟、简单铅冷闭式回路的瞬态流动模拟,并与RELAP5_LEAD计算结果开展Code-to-Code对比分析。研究结果表明,RELAP5/FLUENT计算结果与RELAP5_LEAD模拟结果吻合良好,耦合程序的开发取得了初步成功,可用于分析铅冷快堆堆内的复杂三维热工水力现象。     

中国先进压水堆非能动余热排出系统瞬态特性研究

系统研究了中国先进压水堆非能动余热排出系统瞬态特性,共取得78组试验数据。根据试验数据分析研究了系统冷启动与热启动方式下的过渡特性、系统无注水启动方式下的过渡特性、水锤现象以及压力峰值。结果表明,应急给水箱的注水和空气冷却器里大量的过冷水都能有效缓解事故初期压力上升,系统冷启动、系统热启动方式对系统瞬态特性基本没有影响。研究了注水速度、应急给水箱水温、空气冷却器放置方式以及注水位置对水锤现象的影响。结果表明,提高应急给水箱注水温度或增加注水回路阻力可以消除水锤隐患。瞬态特性研究表明,系统冷启动与热启动都具有良好的启动特性,能够安全带走堆芯衰变余热。     

超临界水堆典型事故分析

选取中国百万千瓦级超临界水冷堆(CSR1000)为研究对象,以SCAC安全分析程序为基础,编制了SCAC-CSR1000安全分析程序。将计算结果与同堆型计算程序SCTRAN进行对比,验证程序的可靠性;此后进行在能动安全系统控制下的部分失流、汽轮机阀门误关闭、控制棒抽出、冷却剂泵卡轴事故计算。结果表明,CSR1000反应堆在4种瞬态事故下,都能够保证最高包壳温度(MCST)低于1260℃的安全限值;每个事故下第二流程MCST均高于第一流程MCST;汽轮机阀门误关闭事故具有较小的安全边界。     

池式低温供热堆用自然循环阀门的结构设计与计算

自然循环阀门是池式低温供热堆余热排出系统的关键设备。自然循环阀门被设置于反应堆堆芯容器侧壁,可以联通容器内、外部的流体,其自然循环功能通过水力关闭、非能动开启来实现。当反应堆一回路主泵运转后,自然循环阀门在正常工况支路射流的作用下保持关闭;在反应堆停堆后,自然循环阀门内外表面压差不断减小,阀门在重力作用下自动开启,容器内、外部流体联通,流体依靠温差建立自然循环,实现堆芯余热的非能动排出,对保证反应堆的安全性能具有重要意义。通过结构设计和力矩平衡计算,能够最终设计出满足功能要求的自然循环阀门。     

一种汽动涡轮泵启动异常的原因分析和处理

本文分析了一种蒸汽涡轮泵在快速启动瞬间超速保护动作停运的故障原因并提出了处理方案;高参数下离心涡轮泵快速启动瞬间,管路系统和泵内因流体瞬变流引发的压力、转速、调节机构的剧烈瞬态冲击及其引发的水力—蒸汽侧负载不均衡和调节系统故障、误动作,会产生多种瞬态异常动作的叠加,最终通过转速飞升和超速保护动作而停运的典型故障现象表现出来;本文通过对上述无调节快速启动升速阶段的瞬态过程中汽轮机超功率、泵超流量、汽蚀、负载不足和超速保护动作等因素和相关试验数据进行了分析,明确了典型启动过程、影响启动过程的关键因素、找到了超速保护动作的根本原因,并提出了解决方案。     

RELAP5/FLUENT耦合程序的开发

热工水力数值模拟是反应堆系统设计和安全分析的重要内容,以RELAP5为代表的系统程序可对瞬态或事故工况进行快速分析,同时以FLUENT为代表的计算流体动力学(CFD)程序对堆芯局部三维现象的分析也越来越重要。为综合利用两者的优点,以RELAP5/FLUENT为基础,利用对RELAP5程序源代码的二次开发和FLUENT的用户自定义函数(UDF)进行编程,开发了RELAP5/FLUENT耦合程序。利用flibe熔盐在水平圆管流动问题验证了程序耦合的正确性;针对2 MW熔盐堆进行了稳态模拟,耦合程序能详细分析熔盐堆的热工水力行为;模拟了2 MW熔盐堆功率突变的瞬态热工水力行为,相对于单独的RELAP5,耦合程序能更好地揭示熔盐堆系统和堆芯的三维物理现象。该耦合程序可用于解决熔盐堆热工水力分析中存在的显著三维混合现象的问题。     

核反应堆一回路系统水锤数值模拟

采用特征线法,针对核反应堆一回路系统特点建立完整的数学物理方程和边界条件。自主开发WAHAP水锤计算程序,并对含止回阀的4泵并联系统在启动及切换工况下的水锤特性进行模拟计算。计算结果表明,所研究工况中有2个不同阶段存在阀瓣多次剧烈撞击阀座的过程和2种形式的压差震荡。     

旋启式止回阀关阀水锤优化分析

建立了双泵并联给水系统数学物理模型,针对旋启式止回阀关闭过程中形成的水锤进行编程计算,分析作用在止回阀阀板上的力矩以及阻尼扭簧力矩对关阀水锤的影响。结果表明：在双泵并联给水系统中,旋启式止回阀在关闭时会产生明显水锤,作用在阀板上的力矩对水锤的作用效果有一定影响,选择合适的止回阀阀板材料以及加装合适的弹簧可有效缓解水锤危害。     

Numerical simulation and optimization on valve-induced water hammer characteristics for parallel pump feedwater system

In this study, the method of characteristic line (MOC) was adopted to evaluate the valve-induced water hammer phenomena in a parallel pumps feedwater system (PPFS) during the alternate startup process of parallel pumps. Based on closed physical and mathematical equations supplied with reasonable boundary conditions, a code was developed to compute the transient phenomena including the pressure wave vibration, local flow velocity and slamming of the check valve disc, etc. Some interesting results were obtained and it was shown that severe slamming between the valve disc and valve seat occurred during the alternate startup of parallel pumps. The induced maximum pressure vibration amplitude is up to 5.0 MPa, which occurs under the high–high speed startup condition. The scheme of appending a damping torque with the check valve disc was also numerically performed to eliminate the water hammer for the optimum design purpose. The adoption of damping torque slows down the closing speed of the check valve and has been approved to be an effective approach. This work is expected to be instructive for the optimum design of the PPFS in NPPs so as to mitigate the potential damage caused by valve-induced water hammer.     

压水堆核电厂三回路停泵水锤数值模拟

应用停泵水锤的基本理论．建立了压水堆核电厂三回路水泵、泵出口阀、冷凝器和出水虹吸井等边界条件的数学模型．并采用特征线法进行求解结合工程实例计算说明．泵出口阀的关闭程序对水锤压力的影响较大．水泵出口采用两阶段关闭液控蝶阀可以有效减小停泵水锤压力．但其关闭程序应在水锤数值模拟分析的基础上优化确定。     

Mitigating check valve slamming and subsequentwater hammer events for PPFS using MOC

The method of characteristic (MOC) was adopted to analyze the check valve-induced water hammer behaviors for a Parallel Pumps Feedwater System (PPFS) during the alternate startup process. The motion of check valve disc was simulated using inertial valve model. Transient parameters including the pressure oscillation, local flow velocity and slamming of the check valve disc etc. have been obtained. The results showed that severe slamming between the valve disc and valve seat occurred during the alternate startup of parallel pumps. The induced maximum pressure vibration amplitude is up to 5.0 MPa. The scheme of appending a damping torque to slow down the check valve closing speed was also performed to mitigate of water hammer. It has been numerically approved to be an effective approach.     

核电厂主给水系统再循环阀设计布置试验研究

对某核电厂主给水系统再循环阀的设计布置进行试验研究,分析引起再循环管道在启泵瞬间突然跳动并伴随爆破声的根源,以及泵组基础错位及振动超标与再循环阀异常情况之间的关系。结果表明,多级笼式调节阀不能布置于有空气残留的高压给水管道中,否则在启动阶段将诱发破坏性水锤。通过优化再循环阀的设计布置,最终解决了主给水系统的非正常启动问题。      

The development and verification of thermal-hydraulic code on passive residual heat removal system of Chinese advanced PWR

1 Introduction The technology of passive safety is the trend of safety systems in nuclear power plant, and various novel reactor concepts, including AP600, EPP1000, SPWR, WWER1000, and MS600, have adopted pas- sive safety systems [1]. Passive safety system is one of the main features of Chinese advanced PWR, which is different from other conventional PWR [2]. Passive residual heat removal system (PRHRS), which ac- counts for the majority of passive safety systems of Chinese advanced…     

对冲式止回阀局部流动特性仿真模拟

当压水堆核电站主泵工况变化时,回路会发生程度不同的水击现象,严重时不仅会产生瞬时超压危害压力边界,也可能造成止回阀失效。对冲式止回阀是一种新型止回阀,其新型的导流结构设计可很好地减轻水击现象,提高核电站运行的安全性。本工作基于FLUENT流体仿真软件,利用动网格及UDF(用户自定义函数)技术,更真实地模拟了阀门关闭过程中冲压管喉部及其联接腔体内的流场与压力分布。模拟结果表明,虽然几何形状的变化会导致关闭过程中局部流速高于其他部位的,但对阀门关闭过程的稳定性影响很小。另外,通过对流场分析发现,阀门关闭过程可分为3个阶段,每一阶段均有其独立特征,为以后阀门结构的改进及可靠性分析提供了依据。     

对冲式止回阀原理及启闭特性分析

压水堆核电站主泵工况变化时,由于止回阀阻止流体逆流,回路会发生程度不同的水击现象.水击严重时不但会产生瞬时超压,危害压力边界,也可能造成止回阀失效.对冲式止回阀是一种新原理止回阀,是为解决传统止回阀关闭时产生的严重水击现象而设计的.分析和实验表明对冲式止回阀能有效地解决回路的水击问题,也能可靠地阻止流体逆流.