带喷射泵系统中自然循环过渡特性实验研究

将喷射泵引入与反应堆一回路系统相似的自然循环系统中，进行了实验研究，研究结果表明：安装喷射泵不仅可以提高系统自然循环能力。而且还可以改善系统自然循环过渡特性，系统初始流量和喷射泵的带流比对过渡过程的初期影响较大，加热段加热功率对整个过渡过程的影响都很显著，但加热段入门温度的影响并不明显。     

自然循环静态特性实验研究

介绍了在自然循环整体实验装置(NCIF)上完成的自然循环静态特性实验结果。通过对3种泵路(泵及其出口节流件)阻力系数条件下的自然循环静态特性实验,获得了一回路平均温度维持不变的自然循环工况下,系统各热工水力参数随加热功率的变化规律;并对影响稳态自然循环流动的主要因素进行了分析。     

射流装置启泵过程的瞬态特性

射流装置由射流泵和主泵组成,引入MRX(Marine Reactor X)压水堆一回路系统中,有助于提升反应堆的固有安全性。反应堆启泵过程中,流量急剧上升导致堆芯温度变化,影响堆芯运行安全。通过计算流体力学(Computational Fluid Dynamics,CFD)方法对引入射流装置MRX一回路10%满功率(Full Power,FP)、17.5%FP和25%FP堆芯功率下启泵进行三维瞬态模拟,分析MRX一回路中射流装置流场瞬态特性。结果表明,射流装置的加入可以改善一回路自然循环能力,提高启泵工况下冷却剂初始变化流量,减缓变化趋势,改善过渡安全性;启泵过程中一回路温度存在波动现象,且堆芯功率越大,波动幅度越大,时间越长;启泵完成后射流泵喷嘴处流速较大。验证了压水堆中引入射流装置提升反应堆固有安全性的可行性,同时为进一步优化设计方案提供方向参考。     

一维自然循环比例分析的理论模型

整体性能试验研究是验证先进非能动压水堆核电站堆芯冷却系统设计有效性的核心技术,一回路系统两相自然循环热工水力特性比例分析是确定整体性能试验装置尺度的主要理论依据。以一维漂移流模型为基础,对整个一回路两相自然循环系统控制方程积分,并求得稳态解,由此获得了系统的流动条件。应用初始流动条件与边界条件,对两相自然循环系统控制方程直接无量纲化,最终得到了整体性能试验装置与实际非能动电站热工水力特性的相似准则。     

摇摆运动下自然循环高含汽率流动特性研究

针对摇摆运动下自然循环高含汽率流动特性进行了理论研究。与摇摆运动下的自然循环单相流动波动不同,摇摆运动下的自然循环高含汽率流动波动幅度很小,流动相对稳定。通过构建数学模型,对摇摆运动下自然循环单相流动和高含汽率流动的流动特性进行了计算,计算结果与实验结果符合良好。对两种流动状态下各项压降及摩擦阻力系数进行了分析。分析结果表明,驱动压头和阻力系数的增加是摇摆运动下自然循环高含汽率流动相对稳定的原因。     

倾斜对强迫循环和自然循环影响的比较

倾斜对强迫循环和自然循环影响的比较高璞珍庞凤阁刘殊一彭敏俊（哈尔滨工程大学）（哈尔滨第７０３研究所）关键词倾斜一回路强迫循环自然循环１引言所研究的强迫循环和自然循环是针对核船压水堆（ＰＷＲ）一回路系统的。核动力舰船在海洋条件下航行，由于海浪作用会...     

立式倒U型管蒸汽发生器倒流现象及初步分析

文章涉及中国核动力研究设计院自然循环实验装置单相稳态自然循环实验过程中立式倒U型管蒸汽发生器(UTSG)模拟体一次侧流体的流动特性。实验观察到：1)UTSG模拟体进口腔室压力低于出口腔室压力；2)UTSG模拟体入口腔室温度较热段温度有一陡降。通过对该实验现象的分析可以判定，在单相自然循环工况下，UTSG模拟体中某些传热管内出现了倒流。实验结果表明，倒流的出现使UTSG模拟体自然循环工况下的流动阻力系数较强迫循环工况下的明显增大。      

核动力装置强迫循环与自然循环过渡过程特性研究

针对某型压水堆核动力装置,建立反应堆及一回路系统强迫循环与自然循环的计算分析模型,并与试验值进行比较,验证了建立的模型计算精度高,满足工程分析的要求.利用建立的数学模型,对自然循环与强迫循环过渡过程进行分析计算,结果表明:强迫循环向自然循环转换过程中冷却剂流量、蒸汽发生器压力、反应堆出口温度是几个约束参数;自然循环向强迫循环的转换过程中反应堆功率变化与周期变化幅度较大.     

中国先进压水堆非能动余热排出系统稳态特性研究

系统研究了中国先进压水堆非能动余热排出系统稳态特性,共取得237组试验数据。根据实验数据分析研究了系统压力、系统冷热芯位差、系统等效阻力系数、风速对两相自然循环流量和系统余热排出能力的影响。在理论分析的基础上,得到了两相自然循环稳态流量关系式。将试验数据与计算结果进行比较,有95%的试验结果在±16%的相对误差范围内。分析结果表明,影响冷热芯位差阈值的主要参数是系统状态参数(系统压力、阀门形状阻力系数)和系统边界条件(空气入口温度、烟囱高度),由此得到了两相自然循环系统冷热芯位差阈值关系式。稳态特性研究表明,中国先进压水堆核电站非能动余热排出系统具有堆芯2%额定功率的自然循环能力。     

自然循环过渡过程UTSG一次侧倒流特性研究

自然循环条件下,立式倒U型管型蒸汽发生器（UTSG）并联倒U型传热管内存在非均匀流动,部分传热管出现倒流,倒流的发生对反应堆自然循环能力产生显著的影响。按管长对并联倒U型传热管进行分类,建立分布式的结构模型。采用最佳评估程序RELAP5/MOD3.3,对主泵不同转动惯量下的自然循环过渡过程进行研究,得到了转动惯量对UTSG倒U型管内非均匀流动的影响特性。研究结果表明,转动惯量的增加可以延缓倒流的发生,但对倒流的空间分布和倒流流量无影响。     

海洋核动力平台一回路摇摆状态下自然循环能力研究

针对海洋核动力平台的结构和运行特点,建立了一回路流量瞬态分析计算模型,开发了海洋核动力平台自然循环计算程序。该程序可计算核动力平台横向摇摆对自然循环的影响。计算结果显示,摇摆状态将对自然循环产生不利影响,45°横向摇摆将使自然循环流量下降约5%,对于一回路的布置,提高蒸汽发生器的设备高度和减小泵的阻力系数能有效降低自然循环状态下堆芯温度和提高自然循环流量。     

细长自然循环系统流动不稳定性实验研究

以水为工质,在常压下对拥有细长回路和较长水平段的自然循环系统进行可视化实验研究,并以典型的实验现象（ P =1.46 kW）为例分析该系统的瞬态运行特性和不稳定性机理。结果表明：阻力系数较大的细长自然循环回路难以产生有效的单相自然循环,只能通过间歇性沸腾和两相流动将热量导出。这是因当回路阻力较大时,过冷沸腾产生的驱动力无法驱动回路产生有效的自然循环,而只有当加热段内流体发生饱和沸腾时才能驱动系统产生循环流动。较大的回路阻力和沸腾过程中产生的系统降压闪蒸是细长自然循环系统难以维持稳定的流动驱动压头从而产生间歇性沸腾和强烈流动不稳定性的根本原因。     

双铅铋回路自然循环瞬态响应分析

为了研究液态金属双自然循环回路功率变化时的瞬态响应和回路的稳定性,利用SIMULINK在单个铅铋自然循环回路的基础上建立了双自然循环回路模型,并用FLUENT程序进行计算验证,分析了不同升功率和降功率过程中回路的流速振荡及双回路的稳定性。计算结果表明:延长升功率时间可减小流速振荡,且当升功率速率先慢后快时更有利于减小流速振荡和缩短流动到达稳定所需的时间;对于双自然循环回路,当降功率速率不同时,回路的流速均未发生明显的振荡,降功率速率对回路的稳定性影响并不显著。双自然循环回路比单回路更不稳定,通过减小中间换热面的热阻能有效提高双回路的稳定性。     

铅铋自然循环回路热损效应分析

在液态金属自然循环回路的计算分析过程中,已有研究一般忽略散热损失,常导致计算结果与实验结果有较大的区别。为研究散热损失对液态金属自然循环回路稳态特性的影响,利用MATLAB/Simulink编制了含有散热损失模型的铅铋自然循环回路计算程序,并用实验结果进行了验证。利用该程序,分析了不同热功率、中间热交换器二次侧流量和环境温度下散热损失对自然循环回路稳态参数的影响。计算结果表明:通过减小散热损失可提高回路的自然循环流量;当二次侧流量较小时,散热损失对循环流量的影响更为明显;通过增加二次侧流量或适当增加热功率可减小散热量占总热功率的比例,提高热量利用率;当二次侧流量不变时,不同热功率下环境温度对回路的自然循环流量的影响不明显,但热量利用率会随环境温度的升高而增加。     

An experimental study on natural circulation decay heat removal system for a loop type fast reactor

A fully natural circulation-based system is adopted in the decay heat removal system (DHRS) of an advanced loop type fast reactor. Decay heat removal by natural circulation is a significant passive safety measure against station blackout. As a representative of the advanced loop type fast reactor, DHRS of the sodium fast reactor of 1500 MWe being designed in Japan comprises a direct reactor auxiliary cooling system (DRACS), which has a dipped heat exchanger in the reactor vessel, and two units of primary reactor auxiliary cooling system (PRACS), which has a heat exchanger in the primary-side inlet plenum of an intermediate heat exchanger in each loop. The thermal-hydraulic phenomena in the plant under natural circulation conditions need to be understood for establishing a reliable natural circulation driven DHRS. In this study, sodium experiments were conducted using a plant dynamic test loop to understand the thermal-hydraulic phenomena considering natural circulation in the plant under a broad range of plant operation conditions. The sodium experiments simulating the scram transient confirmed that PRACS started up smoothly under natural circulation, and the simulated core was stably cooled after the scram. Moreover, they were conducted by varying the pressure loss coefficients of the loop as the experimental parameters. These experiments confirmed robustness of the PRACS, which the increasing of pressure loss coefficient did not affect the heat removal capacity very much due to the feedback effect of natural circulation.     

简化反应堆一回路系统自然循环的动态比例特性研究

在反应堆安全领域,合适的比例分析对非能动系统实验台架的设计起到了关键作用。为深入了解比例缩放时自然循环瞬态过程的变化机理,基于简化反应堆一回路系统,分别采用H2TS（双向分层比例分析）和DSS（动态比例分析）方法进行了自然循环的比例分析,计算了升降功率工况下的自然循环,对比分析了不同尺度下关键参数的动态变化。结果表明,基于RELAP5的计算结果与实验结果基本一致,5%初始功率以下的阶跃变化不会造成大的流量波动;基于两种比例分析方法所得缩比模型下的计算结果均可基本反映原型参数变化;所有工况下,自然循环流量和冷热段温差在初始阶段05个循环周期内存在较大的波动,之后则相对平稳。     

不同参数对U型管式蒸汽发生器倒流影响的实验研究

在低流量强迫循环工况下,一部分U型管可能会发生流动反转的现象。通过实验研究了低流量强迫循环条件下一次侧入口温度、一回路总流速、电动调节阀阻力系数以及二次冷却水流量对U型管倒流临界点的影响。结果表明：随一次侧入口温度的增加,倒流临界流速增大;随一回路总流速的增大,倒流时U型管入口温度逐渐增大;从实验结果来看,电动调节阀阻力系数对倒流临界点的影响并不显著;随二次侧冷却水流量的增大,倒流临界流速缓慢下降。     

自然循环流动阻力系统特性研究

研究了闭式自然循环实验回路单相流动阻力的系统特性。结果表明：在本文的实验参数范围内，以一维充分发展强迫流动关系式为基础的计算结果与实验结果相比有一定的偏离，这与ＲＦＬＡＰ５／ＭＯＤ２程序对ＬＳＴＦ等装置及ＤｏｅｌＰｌａｎｔ的分析结果基本一致。建立了自然循环流动阻力系统特性的归一化分析数学模型对实验数据进行归一化分析，得到了一组新的自然循环系统等效摩擦阻力系数的经验关系式。本文较大地拓宽了该基础研究领域的实验数据范围，从系统的角度确证了自然循环与强制流动存在的差别并分析其机理成因，结论可供先进反应堆的研究和设计参考。