非能动压水堆波动管内汽液逆流试验的研究

为了研究AP1000波动管中的CCFL,设立了以AP1000三代核电反应堆的波动管为原型的缩比试验台架,主要由模拟稳压器的上水箱、波动管、两相流测量装置、下水箱、供气系统、供水系统以及称重系统、摄像系统等组成,波动管采用可视化的亚克力材质,可方便对波动管内气液两相流进行观察及拍摄。试验表明,波动管内的气液两相流流动具有明显的周期性变化,在相同的液位高度下满足Wallis关系式;随着液位的升高,气体流量变化对液体流量的影响越来越明显;在不同液位下,溢流点气量不受液位高度的影响,有临界J_g~*=0.43;液位高度在较低的情况下,正向逆向过程对液泛特性基本没有影响,在液位较高的情况下,逆向过程对液泛特性有一定影响。     

AP1000稳压器波动管竖直管段空气-水CCFL实验研究

使用竖直管代替波动管模型开展稳压器波动管竖直管段内空气-水两相逆流限制(CCFL)特性可视化实验研究。实验现象表明:竖直管与上容器接口处的局部CCFL决定了进入竖直管内的液相流量;竖直管内的局部CCFL决定了从竖直管流出的液相流量;两处局部CCFL均随空气流量的增大而增强。在较低气量情况,进入竖直管内的液相能够完全或大部分流出,竖直管内的局部CCFL较弱,上容器和竖直管接口处的局部CCFL在整体CCFL中占主导地位,整体CCFL程度随着上容器液位升高而略有增强。在高气量情况,从上容器进入竖直管的液相大部分或者完全被限制而不能向下流出,竖直管内的局部CCFL强烈,在整体CCFL中占主导地位,整体CCFL特性不受上容器液位变化的影响。通过实验数据拟合得到了新的稳压器竖直管CCFL模型。稳压器波动管CCFL数据和稳压器竖直管CCFL数据基本重合,表明波动管CCFL主要由CCFL-U决定。     

压水堆核电厂稳压器波动管热分层现象数值分析

为分析评价压水堆核电厂稳压器波动管热分层现象对波动管结构完整性的影响,采用计算流体力学(CFD)分析方法,对稳压器波动管热分层现象进行了数值模拟.研究了波动管内的流体流动,得到了稳压器波动管的传热特性、流体流场和温度分布,分析了稳压器波动管波动热分层现象与波动流速之间的关系.研究结果表明:波动流速在一定范围内变化时,管道最大截面温差随着波动流速的增大而增大.并且得到了不同波动流速下管道最大截面温差及其出现的位置,指出了热分层现象发生时波动管的薄弱环节.     

基于修正AIAD模型的稳压器波动管CCFL现象数值模拟

现阶段采用的第三代核电技术广泛引入非能动自动卸压系统,提高了反应堆的安全性,但是破口事故后可能引发的气液相向流动限制现象(Counter-Current Flow Limitation,CCFL)会增加稳压器波动管自身的安全风险,因此对稳压器波动管中CCFL现象的研究非常重要。本文采用自由表面模型结合修正的AIAD(Algebraic Interfacial Area Density)模型对稳压器波动管CCFL现象进行了三维数值模拟。通过与之对应的实验现象比较,结果分析表明:所使用的模型可以正确模拟该现象下汽液两相的相间作用;并通过对气相流速和倾斜角的敏感性分析,可以得到如下结论:阻塞的推进主要受初始气相流速和稳压器波动管倾斜角的影响,在靠近管道起始点的位置主要受初始气相流速影响,远离管道起始点的位置主要受倾斜角的影响。     

新型氮气稳压器系统稳态和瞬态特性研究

根据氮气稳压器系统的基本理论模型,分析了氮气稳压器的稳态和瞬态运行特性,得到了两种不同波动流量工况下,稳压器压力、水位、水区焓、水区质量、氮气温度及氮气体积随时间的变化特性.结果表明:当波动流量为正波动时,稳压器的压力、水区质量、水区焓、水位、氮气温度均呈上升趋势,氮气的体积降低;而当波动流量为负时,各参数变化规律相反.研究表明,氮气稳压器的响应特性较好.两种工况下主要参数的变化趋势与理论分析相一致,但对该模型的实验验证以及控制研究仍需在将来的工作中进行.     

核电厂稳压器波动管内热分层效应分析

利用CFD方法对核电厂稳压器波动管以及与之相连接主管道内反应堆冷却剂进行流固耦合共轭流动传热计算,获得在升温瞬态条件下稳压器波动管内冷却剂的温度场分布,证实在水平段内可产生明显的热分层结构。在此基础上,利用有限元分析软件,结合波动管的结构特征,建立稳压器波动管的热分层应力计算模型,并对稳压器波动管的应力水平进行计算分析,给出稳压器波动管中的应力场分布特性。     

小型堆稳压器波动管双端破口试验研究

开展了模块化小堆稳压器波动管双端破口试验研究,获得了非能动安全系统的事故响应特性和一回路系统参数变化。试验研究结果表明,在稳压器波动管双端破口极端工况条件下,中压安注箱能在短时间内提供较大的稳定安注流量,及时补充系统水装量;高压安注系统运行过程比较复杂,安注流量与堆芯补水箱压力平衡管线内介质状态和中压安注系统运行状态密切相关,在1.7 h内呈间歇注入运行状态。在整个事故过程中,堆芯一直处于淹没状态,模块化小堆非能动安全系统能够确保稳压器波动管在双端破口极端工况条件下的堆芯安全。      

瞬态工况下压水堆稳压器波动管热分层现象数值模拟

利用计算流体动力学软件ANSYS/CFX,对秦山核电二期扩建工程2×650 MW压水堆核电站四号机组核岛厂房的稳压器波动管进行了三维全尺寸非稳态计算。建立了波动管整体和不同截面的热分层瞬态,对管内热分层流动与换热进行了研究。研究结果表明:同一截面内高温层流体和低温层流体的升温方式不同;不同截面位置的管内流动温度分布特性差别较大,但均呈现分层流体温差先增大后减小的趋势。计算结果可为后续波动管热应力分析及寿命评价提供一定基础。     

稳压器波动管热分层应力及疲劳分析

稳压器波动管内流体的温度分层引起管壁温度分层,从而在管道截面产生整体弯曲应力、局部热应力以及管道系统超过预期的位移和支撑载荷.将稳压器波动管的热分层这种复杂的三维应力分析问题简化为一维和二维组合问题,利用SYSTUS程序和ROCOCO程序对秦山核电二期扩建工程稳压器波动管热分层的应力及疲劳进行了分析研究,计算了考虑热分...     

自吸式文丘里水洗器引射特性研究

以安全壳过滤排放系统中的自吸式文丘里水洗器为研究对象,采用空气和水为工质,在不同空气流量、液位及系统压力下对文丘里水洗器的引射特性进行实验研究。结果表明,随着喉部气相折算流速(简称喉部流速)的增加,吸液口两侧压差近似呈抛物线规律增长,引射量线性增加。压力容器内的液位对引射特性的影响与其相对于文丘里水洗器出口的位置有关,当液位低于文丘里水洗器出口时,随着液位的提升,引射量获得明显的提高,并随喉部流速的变化表现出分区效应,喉部流速较低时,增加液位对于改善引射量更加有效;当液位在文丘里水洗器出口以上变化时,对引射量几乎无影响。压力是影响自吸式文丘里水洗器引射特性的重要因素,这主要归因于气体密度的变化,在0~150kPa范围内,随着压力的提升,引射量得到明显改善,且在高喉部流速区域压力变化对引射量的影响较在低喉部流速区域更加显著。