倾斜与摇摆条件下一体化反应堆自然循环特性研究

通过建立海洋条件下的附加力模型与控制体空间坐标求解模型,开发了基于RELAP5/MOD3.1程序的海洋条件热工水力分析程序。研究了海洋条件下一体化反应堆IP200的自然循环特性,分析倾斜与摇摆条件对自然循环的影响。计算结果表明:倾斜会降低堆芯流量,导致左右侧环路冷却剂流量不一致,影响直流蒸汽发生器的换热特性;摇摆情形下,环路的附加压降主要由切向力贡献;摇摆轴偏离中心位置以及倾斜和摇摆的叠加运动均会打破环路间的热工水力对称性,增大堆芯流量的波动幅度。     

横摇运动下铅铋回路热工水力特性数值研究

为研究横摇运动下铅铋回路系统热工水力特性，利用商用CFD软件开发了铅铋回路系统的计算模型以及横摇运动的计算方法，并采用实验数据对数值计算结果进行了验证，其中，横摇运动流量的最大偏差在3%以内。计算结果表明，横摇运动会使回路系统的自然循环流量发生周期性波动，流量波动的周期与运动周期一致，波动的幅度会随着横摇运动最大幅度的增大、运动周期的减小而增大，在最大摇摆角20°摇摆周期7.5 s工况下流量的瞬时波动最大达到了140%,并在一些时刻产生倒流现象。横摇运动也会让系统的流动和传热特性参数发生周期性的瞬时波动，这种波动的规律与自然循环流量的波动规律相似，其中Nu的最大瞬时波动达到了515%,最大时均波动可达66%。本研究获得的结果对横摇运动下的铅铋回路系统设计优化具有重要的工程应用价值和科学意义。     

简谐海洋条件下自然循环运行特性

基于两相漂移流模型建立简谐海洋条件下核动力装置自然循环理论分析模型;采用两群三维时空中子动力学模型描述堆芯中子的物理行为及控制棒调节系统的响应;利用研制的程序对核动力装置在摇摆条件下的自然循环运行特性及强迫循环向自然循环转换的过渡过程进行研究.结果表明:摇摆周期越小,影响越大;摇摆振幅越大,影响越大;相同摇摆周期与摇摆振幅条件下,纵摇对自然循环运行影响大;纵摇时,参数波动周期与摇摆周期相符,横摇时,参数波动周期为摇摆周期的一半;海洋条件引起过大的堆芯自然循环流量波动可造成功率自动调节控制棒的频繁动作,无法平稳实现强迫循环向自然循环的转换.     

海洋条件下浮动反应堆运行特性的数值模拟研究

利用添加了海洋条件计算模块的RELAP/SCDAPSIM程序,对额定功率工况运行下的双环路浮动反应堆受起伏、摇摆运动条件的影响情况进行了数值模拟研究.研究表明,起伏运动会造成浮动反应堆的一、二回路流量的周期性波动,起伏幅值是一回路流量波动的主要影响因素,而改变起伏周期对一回路流量波动幅度的影响不大;摇摆运动会导致一次侧...     

基于RELAP5的海洋条件下反应堆热工水力系统分析程序开发

研究了倾斜、起伏和摇摆等海洋条件的数学模型.通过修改控制方程,开发了国内首个基于先进的、自由节点划分的RELAP5程序,并且适用于海洋条件的反应堆热工水力系统分析程序RELAP5/MC.用RELAP5/MC对海洋条件下简单两环路系统的自然循环特性进行了计算,其结果都能得到合理解释,由此表明程序开发是初步成功的.     

倾斜条件下一体化反应堆模拟回路单相自然循环实验与数值研究

对一体化反应堆模拟回路开展倾斜条件下单相稳态自然循环实验,并应用RELAP5程序进行数值模拟。结果表明:应用RELAP5 MOD3.2程序可以准确预测倾斜条件下的自然循环流量;模拟回路横倾时,位于高处的换热器一次侧流量大于低处的,换热器偏离加热段的角度越大,两侧换热器一次侧流量差别越大;纵倾时一回路各段质量流量变化规律一致,质量流量随纵倾角度增大而显著减小;相同热工工况,相同倾斜角度的横倾与纵倾,二者的总循环流量非常接近。     

海洋条件对浮动式核电厂事故后自然循环特性影响研究

基于自主开发的海洋条件系统分析程序RELAP5/MC,研究了倾斜、摇摆海洋条件对浮动式核电厂全船断电事故(SBO)后系统自然循环特性的影响。研究结果表明,对于具有一次侧非能动余热排出系统(PRHR)的浮动式核电厂,PRHR冷凝器在海洋条件下的响应受稳压器波动流量、蒸汽发生器并联热阱的影响,与二次侧PRHR在海洋条件下的性能有较大的差异;稳压器和回路间的流量交换对左舷环路的冷却能力影响较大。     

运动条件下铅铋反应堆热工水力特性研究

为研究运动条件下铅铋反应堆热工水力特性,开发了运动条件铅铋反应堆瞬态分析系统程序,并完成了对设计的5 MW自然循环小型模块化铅铋反应堆的建模,分析了运动条件对反应堆自然循环热工水力特性的影响。计算结果表明,倾斜条件下,堆芯流量减小,堆芯出口温度升高,在计算最大倾斜角度下,流量减小20%,冷却剂堆芯出口温度升高20 ℃。起伏条件下,起伏幅度和起伏周期越大,对反应堆影响越大,由于系统阻力影响,流量变化较起伏加速度有小于1 s的延时。摇摆条件下,摇摆角度越大和摇摆周期越小,对反应堆影响越大,燃料包壳峰值温度较稳态值高20 ℃以内,对反应堆正常运行时安全性影响较小。     

海洋运动对自然循环流动影响的理论分析

以一体化全功率自然循环反应堆模拟实验回路为物理原型,建立了非惯性系下自然循环流动理论分析模型。分别计算了稳态、横摇、纵摇、横倾、纵倾、起伏以及复合运动条件下满功率的自然循环流动,分析了附加惯性力对流体作用的机理。结果表明,摇摆附加惯性力引起各段流体波动,但不是导致堆芯流量波动的直接原因;起伏改变驱动压头大小,各段流量波动一致;倾斜工况下,不同空间位置的流道流量变化不同,堆芯流速下降。     

非对称加热下摇摆对并联双通道管间脉动特性的影响

采用理论分析与RELAP5/MC程序计算相结合的方法,研究了非对称加热条件下摇摆运动对并联双通道管间脉动特性的影响。结果表明,摇摆运动会引起周期等于摇摆周期以及1/2摇摆周期的流量波动,当摇摆引起的流量波动周期与系统固有热工水力振荡周期接近时,会发生共振效应,从而使密度波振荡提前发生。增大摇摆幅度及通道到摇摆中心的距离可增强流量波动幅度,降低系统稳定性。     

Theoretical research for natural circulation operational characteristic of ship nuclear machinery under ocean conditions

Based on the two-phase drift flux model and the multi-pressure nodes matrix solving method, natural circulation thermal hydraulic analysis models for the Nuclear Machinery (NM) under ocean conditions are developed. The neutron physical activities and the responses of the reactivity control systems are described by the two-group, 3-dimensional space and time dependent neutron kinetics model. Reactivity feedback is calculated by coupling the neutron physics and thermal hydraulic codes, and is tested by comparison with experiments. Using the models developed, the natural circulation operating characteristics of NM in rolling and pitching motions and the transitions between forced circulation (FC) to natural circulation (NC) are analyzed. The results show that the influence of the rolling motion increases as the rolling amplitude is increased, and as the rolling period becomes shorter. The results also show that for this NM, with the same rolling period and rolling angle, the influence of pitching motion on natural circulation is greater than that of rolling motion. Furthermore, the oscillation period for pitching motion is the same as the pitching period, while the oscillation period for rolling is one half of the rolling period. In the ocean environment, excessive flow oscillation of the natural circulation may cause the control rods to respond so frequently that the NM would not be able to realize the transition from the FC to NC steadily. However, the influence of ocean environment on the transition from NC to FC is limited.     

Experimental study on two-phase flow instability of natural circulation under rolling motion condition

Two-phase flow instability of natural circulation under a rolling motion condition is experimentally studied. The experimental results show the rolling motion induces a fluid flow fluctuation. At the trough point of the flow fluctuation, rolling motion can cause the early occurrence of natural circulation two-phase flow instability, and this case is defined as trough-type flow oscillation. The system stability decreases with increasing rolling amplitude and effect of rolling frequency is nonlinear. The complex overlap effect of trough-type flow oscillation and density wave oscillation can enhance the system coolant fluctuation; this case is defined as complex flow oscillation. Complex flow oscillation may be divided into two types: regular and irregular complex flow oscillations. Irregular complex flow oscillation is a transition type from trough-type flow oscillation to regular complex flow oscillation. Under the same thermal hydraulic conditions, the marginal stability boundary (MSB) of regular complex flow oscillation is similar to that of density wave oscillation without rolling motion, and the influences of rolling parameters on the MSB are slight.     

摇摆条件下海上浮动堆全厂断电事故分析

为研究海洋条件对海上浮动堆全厂断电事故后的事故进程及非能动安全系统运行特性的影响,通过建立海洋条件加速度场模型,基于RELAP5程序开发获得了适用于海上浮动堆的系统分析程序,并对程序进行了实验验证。利用所开发的程序通过建立双环路海上浮动堆及二次侧非能动余热排出系统的计算模型,开展了不同摇摆运动参数下海上浮动堆全厂断电事故的计算分析。计算结果表明,船体的横摇运动可加快全厂断电事故后浮动堆系统压力和温度的下降速度,堆芯余热能够被二次侧非能动余热排出系统有效导出;但横摇运动会造成事故后堆芯自然循环流量的显著降低,引起一回路系统和非能动余热排出系统中自然循环流量的大幅度振荡及周期性倒流。本文计算结果可为海上浮动堆非能动安全系统的设计提供参考。     

The development and validation of a thermal hydraulic code in rolling motion

An advanced thermal hydraulic code is established on the basis of RELAP5/MOD3.3 code for the investigation of the thermal hydraulic behavior of nuclear power systems. The RELAP5 code is modified by adding a module calculating the effect of rolling motion and introducing new flow and heat transfer models. The experimental data are used to validate the theoretical models and calculation results. It is shown that the advanced flow and heat transfer models could correctly predict the frictional resistance and heat transfer coefficients in rolling motion. The thermal hydraulic code is used to simulate the operation of a natural circulation system in rolling motion. The calculation results are in good agreement with experimental data. The relative discrepancies between calculation results and experimental data are less than 5%.     

摇摆运动下单相自然循环流动特点

针对摇摆工况下单相自然循环流动的特点进行实验研究。实验结果表明,流体在摇摆作用下产生波动;波动频率与摇摆频率一致。理论分析表明,摇摆对自然循环的影响主要有两个方面,一方面摇摆引起回路空间位置的改变导致自然循环驱动压头发生变化;另一方面,摇摆引起的附加加速度使回路产生附加压降。通过建立简化模型,得出了摇摆周期、摇摆振幅和其他参数对单相自然循环流动影响的规律。     

摇摆运动下单相自然循环核热耦合特性研究

采用考虑6组缓发中子的点堆中子动力学模型,开发了核反馈模拟模块,并将之与摇摆条件下单相自然循环热工水力计算模型进行合并,基于Matlab软件编制了相应的计算程序,实现了摇摆条件下单相自然循环核热耦合的模拟计算。计算结果表明：摇摆条件下,与不考虑核反馈相比,考虑核反馈后核热耦合效应使系统流量降低,系统功率产生波动;系统功率的平均值随摇摆频率及振幅的增大而降低,而系统功率的振幅则随摇摆周期及振幅的增大而增大。核热耦合效应使燃料元件温度的波动振幅减小,起到了抑制燃料温度波动的作用。     

Thermal-hydraulic behavior of a marine reactor during oscillations

The effect of ship motion, such as heaving and rolling, on the thermal-hydraulic behavior of marine reactors was investigated. The COBRA-IV-I CODE was modified to analyse the thermal-hydraulic performance on the critical heat flux under oscillating acceleration conditions. The critical heat flux in the code was verified experimentally using freon as a comparison. The Critical Heat Flux Ratio (CHFR) at the hottest channel of the PWR subchannel was analysed using the same code. A system code RETRAN-02/MOD2-GRAV was developed by improving RETRAN-02/MOD2 to simulate the thermal hydraulic transient under ship motion. It was verified by comparison using the experimental results of both two-phase natural circulation flow under heaving motion and single-phase natural circulation flow at an inclined attitude. The code was used to analyse reactor plant behavior in the nuclear ship Mutsu. Natural circulation flow during rolling motion was investigated experimentally. The characteristics of loop flow and core flow rates were clarified. The core flow rate correlated well with the Reynolds number of rolling motion.     

摇摆运动下多环路主冷却剂系统自然循环流量的稳定性分析

海洋核动力平台因其突出的安全性已成为当今核能领域热点研究问题之一,但在海洋等非惯性条件下会使一回路系统的热工特性发生变化。针对此问题,本文对几种典型的一回路系统在摇摆条件下的自然循环流量波动特性进行计算分析。分别建立典型的双环路、三环路、四环路的一回路系统模型布置方案,并同时考虑摇摆中心的位置,根据流体动量守恒方程,得到不同状态下一回路系统内的流量变化规律。对于单堆双环路系统,摇摆中心在船上/中/下部位置时,环路流量波动幅度分别为13.2%/11.2%/9.5%,堆芯流量波动幅度分别为0.9%/0.8%/0.6%;对于单堆三环路系统,摇摆中心在船下部时,环路流量和堆芯流量波动幅度分别为9.2%和0.8%;对于单堆四环路系统,摇摆中心在船下部时,布置方案1和方案2的环路流量波动幅度分别为9.5%和9.2%,堆芯流量波动幅度分别为0.9%和0.7%。计算结果表明：采用单堆双环路的设计布置方案是最有利于系统稳定性的。