船用核动力SGTR事故安全分析

本文论述了船用核动力装置蒸汽发生器传热管断裂事故（SGTR）安全分析的重要性。并以陆奥号核动力商船为例，运用事件树分析技术，对SGTR事故进行了安全分析。得出了事故后可能导致堆芯熔化的事故序列，确定了堆芯熔化数学模型，并进行了定量化分析。最后根据对支配性事故序列和各题头事件重要度的分析，提出了降低SGTR事故导致堆芯熔化发生概率应采取的相应措施。     

蒸汽发生器传热管失效分析及防护措施

蒸汽发生器是核动力装置中一个非常重要的热量交换设备,也是整个核动力装置中的薄弱环节。在核动力装置的停堆事故中,有一半以上是由于蒸汽发生器破损引起的,严重影响到整个核动力装置的安全性和可靠性。如何使传热管不过早破损,延长蒸汽发生器的使用寿命是当前面临的重要课题之一。文章通过对蒸汽发生器传热管所用奥氏体不锈钢材料的分析,结合国内外相关事故分析报告,确定了传热管破损的类型为穿晶型应力腐蚀破坏。通过对腐蚀产物、工作环境以及管束应力的分析,找出蒸汽发生器传热管发生应力腐蚀开裂的影响因素,同时提出相应的防护措施。     

基于GMDH建模的蒸汽发生器水位重构

蒸汽发生器水位指示仪表出现虚假指示或丧失指示的情况时有发生,而目前又没有很好的方法实现蒸汽发生器水位的重新标定,主要靠经验来进行判断,所以当事故或故障发生时严重影响操纵员对核动力装置运行情况的判断。自组织理论模型（GMDH）是建立复杂非线性大系统数学模型十分灵活而通用的方法,在处理复杂非线性对象中能得到很好的效果。本文以主蒸汽管道破口事故下重构蒸汽发生器水位为例,提出了用GMDH重构蒸汽发生器水位的方法,并与仿真结果进行对比。结果表明,GMDH对蒸汽发生器水位重构的相对误差小、精度高,满足实际需要,能为船用核动力装置的安全运行做出指导。     

蒸汽排放系统蒸汽冷凝器动态特性仿真研究

根据核动力商船高压定压蒸汽冷凝器的结构及工作特性,建立了适合蒸汽冷凝器实时仿真分析计算的两相流仿真模型。利用该仿真模型对蒸汽冷凝器进行了稳态计算和动态仿真分析,并将其稳态计算结果与蒸汽冷凝器试验结果进行对比验证。结果表明：该模型能准确模拟蒸汽冷凝器的动态特性,满足核动力装置蒸汽排放系统实时仿真分析要求。研究结果对二回路系统启动及停运的运行和控制系统设计具有指导意义。     

核动力装置冷凝器实时仿真

根据核动力装置的冷凝器结构及工作特性,给出了适用于冷凝器动态特性实时仿真数学模型.该模型可用于冷凝器稳态和动态的仿真,并能够预测冷凝器内蒸汽和凝结水的流量以及蒸汽、凝结水、管壁和冷却水等的温度.用本文的仿真模型对正常运行工况及事故工况进行了仿真计算,将仿真结果与系统设计值进行了比较.结果表明,该模型能够满足核动力装置冷凝器实时仿真的要求.     

运行条件对蒸汽发生器热工参数影响的仿真研究

以减轻蒸汽发生器破管事故及考察核电站电力升级为目的,参考大亚湾核电站蒸汽发生器的运行参数,基于分布参数法建立了核动力蒸汽发生器一维数学模型,开发了基于MATLAB的动态仿真程序,进行了改变运行条件时蒸汽发生器热工参数仿真计算。计算结果表明:与满负荷正常运行条件相比,在降低二回路运行温度或增加二回路流量时,二回路预热段变短,出口焓大幅升高;质量含汽率在降低温度时提高54%,增加流量时提高28%;一、二回路及管壁整体温度降低;一回路和内壁温降增大。该计算结果揭示了蒸汽发生器的内在传热规律,可为缓解U形管恶化及提升电力的相关操作提供一定理论依据。     

套管式直流蒸汽发生器负荷跟动态特性分析

新型核动力装置采用紧凑型的套管式直流蒸汽发生器,根据传热特点,对其热工特性进行了分析。采用主冷却剂平均温度不变和二回路侧蒸汽压力不变的双恒定运行方案及经典PID控制器和负荷跟随运行模式,结合SCDAP/RELAP5/MOD3.4程序,研究了套管式直流蒸汽发生器的动态特性,分析了降负荷时套管式直流蒸汽发生器的动态响应过程。结果表明,通过优化PID控制器参数,对给水流量进行精确控制,可满足蒸汽压力恒定的控制策略,实现双恒定运行方案,使一、二回路的运行达到较好的协调;套管式直流蒸汽发生器升降功率速度快,蒸汽压力稳定,且动态响应时间短。     

套管式直流蒸汽发生器负荷跟随动态特性分析

新型核动力装置采用紧凑型的套管式直流蒸汽发生器,根据传热特点,对其热工特性进行了分析。采用主冷却剂平均温度不变和二回路侧蒸汽压力不变的双恒定运行方案及经典PID控制器和负荷跟随运行模式,结合SCDAP/RELAP5/MOD3.4程序,研究了套管式直流蒸汽发生器的动态特性,分析了降负荷时套管式直流蒸汽发生器的动态响应过程。结果表明,通过优化PID控制器参数,对给水流量进行精确控制,可满足蒸汽压力恒定的控制策略,实现双恒定运行方案,使一、二回路的运行达到较好的协调;套管式直流蒸汽发生器升降功率速度快,蒸汽压力稳定,且动态响应时间短。     

蒸汽发生器优化设计后的运行特性研究

以秦山核电厂相关设备为原型,基于已开发的蒸汽发生器模型及优化计算程序,利用系统分析程序RELAP5验证该模型的准确性,并对优化设计所给出的蒸汽发生器的设计方案的稳态运行特性和负荷提升瞬态运行特性进行了模拟分析。结果显示：已开发的蒸汽发生器数学模型是合理的;在超负荷运行过程中,经优化设计的蒸汽发生器存在循环倍率过低问题;RELAP5可作为核动力设备优化设计方案的验证程序。     

基于elman神经网络的蒸汽发生器水位重构

蒸汽发生器(SG)水位指示仪表出现虚假指示或者丧失指示的情况时有发生,严重影响操纵员对核动力装置运行情况的判断。elman神经网络是典型的动态神经网络,在处理复杂非线性对象中能直接反映动态过程系统的特性。本文提出用elman神经网络重构蒸汽发生器水位的方法,以主蒸汽管道破口事故下重构蒸汽发生器水位为例建模求解,与仿真数据进行对比,结果表明elman神经网络对SG水位重构的相对误差小、精度高,能满足实际需要。     

基于两相漂移流理论的蒸汽发生器计算程序(CCM)的应用

介绍了一个建立在两相漂移流和相边界可连续移动模型基础上的、可较为全面描述单相及两相流的传热和流动的程序CCM.该程序通过"修正的有限元方法"对控制体节点之间建立联系,保证模拟效果的同时,节省了计算时间.以CCM为基础的UTSG-3程序可较好地模拟U型管蒸汽发生器的稳态和瞬态过程,可得到更为广泛的应用.通过不同运行参数的扰动研究了大亚湾核电站蒸汽发生器动态响应过程,结果显示UTSG-3程序具有模拟U型管蒸汽发生器动态行为的能力.     

核电站蒸汽发生器数字化仪表与控制对象实时仿真系统技术研究

采用U型管蒸汽发生器动态特性分析数学模型,研制开发了核电站蒸汽发生器实时仿真系统。该系统与控制系统形成能够相互作用的闭环系统,用于为核电站数字化仪表与控制(I&C)开发提供仿真对象及进一步控制方案研究。运用该系统对蒸汽发生器变工况进行了计算,所得结果与核电站仿真机的计算结果符合较好,为核电站仪表与控制(I&C)系统数字化开发提供了理论依据。     

核电厂卧式蒸汽发生器热工性能的计算和分析

文章基于卧式蒸汽发生器的工作原理及内部结构特点,建立了卧式蒸汽发生器数学物理模型,开发了针对卧式蒸汽发生器的热工水力程序。基于在役核电站卧式蒸汽发生器的设计参数,对程序进行了校核。该程序可以用来研究卧式蒸汽发生器内主要热工参数的分布情况,为卧式蒸汽发生器设计、安全分析提供指导;也可以根据在役核电站的历史运行数据对蒸汽发生器现阶段热性能进行分析评定,对蒸汽发生器一段时间内的热性能进行预测,为蒸汽发生器的运行、检修以及更换提供依据。     

套管式双面加热蒸汽发生器的热工水力分析

为研究套管式双面加热蒸汽发生器在稳态和瞬态过程中的热工水力特性，建立了描述蒸汽发生器物理现象的一维均匀流数学模型。应用该模型，开发了可计算稳态和瞬态工况下一回路和二回路冷却剂温度场、焓场的直流蒸汽发生器热工水力程序。计算结果对直流蒸汽发生器结构设计、运行具有指导意义。      

中国实验快堆蒸汽发生器启动工况研究

中国实验快堆蒸汽发生器为直流式,启动方式与压水堆核电厂的有较大区别,启动过程较为复杂。本文对中国实验快堆蒸汽发生器启动工况进行了研究,并将运行参数与理论设计参数进行了比较。结果表明,运行参数理论计算值与试验值基本吻合。提出了蒸汽发生器启动运行的优化方案,以指导运行人员操作,有效地保障了中国实验快堆功率运行试验的开展。     

An assessment of PWR steam generator condensation at the Oregon State University APEX facility

This report describes the testing to assess steam generator U-tube steam condensation conducted at the Oregon State University Advanced Plant Experiment Test Facility from 2005 to 2007. Six separate SG condensation (without non-condensable gas) tests were conducted as part of this test program. These tests were designed to evaluate steam condensation rates in a scaled Pressurized Water Reactor steam generator at various primary and secondary side pressures and inlet steam mass flow rates. The experimental data will provide a basis to assess TRACE steam generator modeling techniques and to assist in development of improved models for condensation and steam generator thermal-hydraulics.     

均相流蒸汽发生器瞬态分析模型

本文介绍了压水堆核电厂蒸汽发生器的一维均相流瞬态分析模型。基于该模型开发的程序计算结果与法国ＢＵＧＥＹ４蒸汽发生器上的试验结果及ＡＴＨＯＳ程序的计算结果较好符合，该模型可用于分析压堆核电厂Ｕ型管自然循环式蒸汽发生器的热工水力瞬态过程。     

Experimental Study on Heat Removal during Cold Leg Small Break LOCAs in PWRs

Experiments which simulated small break loss-of-coolant accidents (SBLOCAs) resulting from 2.1–0.13% break in the cold leg of a PWR were conducted with an apparatus of 1/270 scale in volume. In the large break size case, the decay heat was mainly removed by the break flow and in the case of a small break, the steam generator played an important role. In this case, thermal hydraulic behaviors such as natural circulation and reflux condensation cooling were important during the transient. Depressurization in the secondary system due to bleeding steam from the steam generator by an operator action was so effective to make the accident to come to an end. The operation to depressurize the secondary system was also efficient to rewet the core which had been uncovered due to a loop seal formation in a cross-over leg.

No effects of initial 200 ppm dissolved gas in the coolant were observed on the cooling performance of the steam generator. It was considered that it was because the gas which came from the coolant into the steam during the depressurization transient did not remain in the tubes of the steam generator.     

垂直上升管内对流沸腾瞬态数值模拟及其两相流不稳定性预测

核电站蒸汽发生器二次侧为两相对流沸腾换热过程,在设计过程中须保证其不发生两相流不稳定性。本工作采用时域法对垂直上升管内两相流不稳定性进行研究,建立了垂直上升直管内流动沸腾过程的一维模型,并编制计算程序。采用该程序模拟了流动沸腾过程气液两相流密度波的不稳定性,给出两相流波动过程瞬态参数分布,由此分析了密度波不稳定发生的机理,并分析了质量流速、系统压力、入口过冷度对不稳定的影响。结果表明,与已有实验及理论结果相比,瞬态参数计算结果与实验结果符合较好,可较好找到不同工况下直管内气液两相流发生不稳定的边界,结果优于Khabenski线算图方法。