基于RELAP5的螺旋管蒸汽发生器热工水力程序研发与验证

由于较高的换热效率和紧凑的结构设计,螺旋管式直流蒸汽发生器(HCOTSG)在多种模块化小型堆的设计中得到了广泛应用。RELAP5作为广泛应用于反应堆热工水力特性分析的大型系统程序之一,采用的热工水力关系式仅针对直管模型开发,不适用于HCOTSG一次侧和二次侧。本文选用螺旋管及横掠管束的热工水力模型,基于RELAP5程序开发了HCOTSG模块。采用实验数据及程序对比等方式对螺旋管模块的流动和换热模型进行了单独验证,利用开发的RELAP5-HCOTSG程序针对国际革新安全反应堆(IRIS)的蒸汽发生器设计进行了整体的热工水力模拟,与原始RELAP5的计算相比,RELAP5-HCOTSG程序计算得到的热工水力参数与设计值符合良好,确认了本文开发的程序模块在HCOTSG热工水力分析中的适用性。     

基于RELAP5的螺旋管蒸汽发生器热工水力程序研发与验证

由于较高的换热效率和紧凑的结构设计,螺旋管式直流蒸汽发生器（HCOTSG）在多种模块化小型堆的设计中得到了广泛应用。RELAP5作为广泛应用于反应堆热工水力特性分析的大型系统程序之一,采用的热工水力关系式仅针对直管模型开发,不适用于HCOTSG一次侧和二次侧。本文选用螺旋管及横掠管束的热工水力模型,基于RELAP5程序开发了HCOTSG模块。采用实验数据及程序对比等方式对螺旋管模块的流动和换热模型进行了单独验证,利用开发的RELAP5-HCOTSG程序针对国际革新安全反应堆（IRIS）的蒸汽发生器设计进行了整体的热工水力模拟,与原始RELAP5的计算相比,RELAP5-HCOTSG程序计算得到的热工水力参数与设计值符合良好,确认了本文开发的程序模块在HCOTSG热工水力分析中的适用性。     

非能动余热排出系统数学模型研究与运行特性分析

利用某型核动力装置非能动余热排出系统1:10原理性试验的8个稳态工况、6个启动工况的试验数据,验证RELAP5/MOD3.2程序对本类型非能动余热排出系统的适用性。结果表明:垂直管内蒸汽凝结换热系数对两相流自然循环的流动与传热影响大;RELAP5/MOD3.2程序过低估算了垂直管内蒸汽流速对蒸汽凝结换热系数的影响,计算结果与试验结果偏差大。对RELAP5/MOD3.2程序垂直管内的蒸汽凝结换热模型进行修正,修正后的计算结果与试验值基本吻合;采用RELAP5程序对垂直管内两相流自然循环传热进行计算,须选择热前沿跟踪模型。对非能动余热排出系统的稳态与瞬态运行特性进行分析,理论计算与试验结果均表明:稳态工况下,系统可以实现稳定的两相流自然循环,系统排热能力受蒸汽发生器水位的影响大,冷却水入口温度与系统压力的影响相对较小;系统的启动特性良好,可快速地建立环路的自然循环,带走反应堆的衰变热。     

压水堆核电厂一回路仿真可视化研究

对压水堆核电厂一回路系统及主要设备进行了详细分析,建立了点堆中子动力学模型、两相漂移流蒸汽发生器模型、三区不平衡稳压器模型和主循环泵四象限特性模型,并以此为基础使用FORTRAN90语言和Visual C++语言通过混合编程的方法开发了核电厂仿真分析程序,实现了对压水堆核电厂一回路主要设备及全系统的可视化仿真计算。软件提供实时绘图、缩放等可视化功能,还提供了数据结果的标准图片格式和标准文本格式输出。通过将程序的计算结果与RELAP5/MOD3.0计算结果进行比较,对程序的可靠性进行了验证。     

两相流模型在直流蒸汽发生器热工水力分析中的比较研究

根据组成气液两相流基本场方程数量所反映的流动与传热特性的不同,两相流方程分为三方程、四方程、五方程和六方程模型,结合流动压降模型、传热模型、两相相互作用模型以及流动工质的状态参数和结构材料热物性等辅助关系式,可很好地对蒸汽产生系统进行设计和研究分析。本文分析了不同数量的两相流场方程的特点和局限性,结合直管式直流蒸汽发生器实验装置,分别选取最佳估算程序中4种不同的两相流场方程计算模型进行流动传热计算分析,重点比较了强制流动的单相过冷水被加热至单相过热蒸汽过程中的压力与传热特性,从而给出不同场方程的两相流模型在分析具有较大相变过程中的差异性,验证了RELAP5程序和RETRAN-3D程序计算分析直流蒸汽发生器的能力。结果表明,RELAP5程序的六方程模型更适合模拟直流蒸汽发生器。     

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。     

RELAP5程序对AP1000核电厂SGTR事故的分析能力研究

蒸汽发生器传热管破裂事故(SGTR)是压水堆核电厂需要评价的一个重要的设计基准事故。先进非能动1000 MW核电厂(简称AP1000)在执照申请时使用专门的程序LOFTTR2对SGTR事故进行热工水力分析。为了验证RELAP5程序对AP1000 SGTR事故的分析能力,建立AP1000的RELAP5模型并进行计算分析。分析结果表明,无论是热工水力进程还是场外放射性剂量后果,RELAP5程序的计算结果都与安全分析报告中的结果符合得很好。RELAP5程序和所建立的模型能够用于其他SGTR相关的分析。     

基于漂移流模型的蒸汽发生器稳态热工水力分析

为研究蒸汽发生器的稳态热工水力特性,建立了四方程漂移流模型,并开发了一维计算程序。对蒸汽发生器U型管管束空间考虑为由一次侧通道、二次侧通道和传热管构成,对一次侧通道和二次侧通道的过冷段采用单相流模型,二次侧通道的沸腾段采用四方程漂移流模型,建立基于交错网格的一阶迎风差分方程,通过热平衡-自然循环压降的交叉迭代计算得到稳态热工水力参数。利用程序计算了秦山300 MW核电厂100%、75%、50%、30%、15%功率稳定运行工况下的热工水力特性,并与RELAP5的计算结果进行比较,两组结果一致性较好。     

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。     

RELAP5-3D modeling of PWR steam generator condensation experiments at the Oregon State University APEX facility

This report describes modeling using RELAP5-3D of a series of six steam generator U-tube steam condensation (without non-condensable gas) tests conducted at the Oregon State University Advanced Plant Experiment Test Facility from 2005 through 2007. 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. Comparisons between the experimental data and the RELAP5-3D model results are made to quantify the effectiveness of RELAP5-3D in handling steam condensation in U-tube steam generators. RELAP5-3D tends to over predict the condensation rate and heat transfer coefficient when compared against the experimental data when the code uses the laminar Nusselt correlation to determine the heat transfer coefficient. When RELAP5-3D results are used with the Shah correlation the comparison between the heat transfer coefficients is much improved.     

卧式蒸汽发生器模型及稳态分析

研究了卧式蒸汽发生器稳态工况下的数学模型,在此基础上编制了稳态仿真程序HSG-S,并进行了稳态计算,计算结果正确并与RELAP5程序计算结果吻合良好。     

AP1000核电厂蒸汽发生器传热管破裂事故的分析研究

使用RELAP程序对AP1000核电厂蒸汽发生器传热管破裂（SGTR）事故进行了分析研究,证明了AP1000核电站在SGTR事故下,不需要操纵员的干预就能依靠非能动安全系统在破损蒸汽发生器满溢之前终止破口流量。重点研究了不同的事故分析假设条件,如厂外电是否可用以及破损蒸汽发生器的释放阀是否打开后卡在开启位置对事故后果的影响。结果表明,即使在对破损蒸汽发生器满溢最不利的假设条件下,AP1000核电站也能避免破损蒸汽发生器满溢,且存在一定的裕量。     

AP1000核电厂蒸汽发生器传热管破裂事故的分析研究

使用RELAP程序对AP1000核电厂蒸汽发生器传热管破裂（SGTR）事故进行了分析研究,证明了AP1000核电站在SGTR事故下,不需要操纵员的干预就能依靠非能动安全系统在破损蒸汽发生器满溢之前终止破口流量。重点研究了不同的事故分析假设条件,如厂外电是否可用以及破损蒸汽发生器的释放阀是否打开后卡在开启位置对事故后果的影响。结果表明,即使在对破损蒸汽发生器满溢最不利的假设条件下,AP1000核电站也能避免破损蒸汽发生器满溢,且存在一定的裕量。     

Semi 2D modeling of the horizontal steam generator PGV-1000 using the RELAP5 code

Developing a reliable thermal-hydraulic model of the steam generator is an essential process in the steady state and transient analysis for the Pressurized Water Reactor type of the Nuclear Power Plants. This paper provides a semi two dimensional thermal-hydraulic model of the PGV-1000 horizontal steam generator using the RELAP5 code. Applying the qualified nodalization and the cross-flow effects are some of the advantages in the present model. The obtained results from the RELAP5 steady state analysis showed a reasonable agreement with the Bushehr NPP Final Safety Analysis Reports (FSAR).     

Multi-objective optimal design of vertical natural circulation steam generator

In this work, a hybrid non-dominated sorting genetic algorithm was proposed and utilized to perform the multi-objective optimization design of a natural circulation steam generator, which included minimizing of the weight, the volume and the reactor coolant flow-rate. Sensitivity analysis of the design variables was carried out to study the relationships between the optimization variables and the objective functions, which was also helpful for the explanation of the optimization results. The mathematical model of the steam generator was validated by the RELAP5 code. The results show that the mathematical model has a good agreement with the RELAP5 model after modifying the boiling correlation in the secondary side; the proposed hybrid non-dominated sorting genetic algorithm is able to find much better spread of solutions and better convergence near the true Pareto optimal front compared to the non-dominated sorting genetic algorithm; reactor inlet temperature is the most important variable which influences the distribution of Pareto optimal solutions.     

基于RELAP5的汽轮机仿真模型研究

建立了一个能准确反映级内部非等熵过程及动态运行特性的汽轮机模型,并将其加载到RELAP5程序中,完成RELAP5汽轮机模型的改进。改进的汽轮机模型是基于级内蒸汽的流动和做功特点,充分考虑了汽轮机结构参数以及汽轮机湿蒸汽流的非平衡两相凝结而形成的凝结冲波现象的影响。通过RELAP5程序内部耦合接口的建立和输入处理子程序的修改,实现了汽轮机模型的加载。以秦山一期300 MW核电厂汽轮机部件为对象,分别利用原RELAP5汽轮机模型和改进的汽轮机模型对其进行稳态和动态的仿真计算和比较分析。结果表明,改进的汽轮机模型能更准确地反映汽轮机动态运行特性。