RELAP程序用于PRS分析的适用性研究

以三代核电技术“华龙一号”二次侧非能动余热排出系统（PRS）为研究对象,对RELAP程序用于PRS分析的适用性进行论证。首先通过关键现象识别和程序功能梳理,定性说明RELAP程序相关数理模型能够满足PRS分析的需求;同时通过修改RELAP程序水平/竖直管内蒸汽冷凝相关换热模型并与PRS实验台架结果进行对比,定量评价相关模型的适用性。在上述工作基础上,使用RELAP程序分析全厂断电（SBO）工况下PRS投入运行的瞬态过程,结果表明PRS能够建立自然循环并有效排出热量;最后分析了PRS误投入瞬态工况,结果表明PRS误投入工况下反应堆是安全的,PRS的设计满足要求。      

ESPRIT试验验证RELAP5程序两相自然循环模拟能力

华龙一号核电厂中,在蒸汽发生器二次侧设置了非能动余热排出系统(PRS系统),可排出72 h内的堆芯剩余发热。为验证PRS系统能力,建立了三代核电非能动余热排出演示试验装置(ESPRIT)。该装置与华龙一号核电厂PRS系统高度比为1:1。开展了稳态运行和瞬态工况模拟试验,本文利用建立的RELAP5程序模型模拟了试验过程。与试验结果的比较显示RELAP5程序模拟两相自然循环现象的能力较好,但模拟蒸汽直接接触凝结的能力略有不足。     

核电厂凝汽器故障信号定值的计算与分析

核电厂的凝汽器压力达到"不可用"设定值后,将禁止旁路蒸汽向凝汽器排放.CPR1000系列反应堆要求,在紧急停堆先于凝汽器达到"不可用"设定值之前发生的情况下,仍能通过旁路系统继续向凝汽器排放蒸汽10～12 s,否则将引起主蒸汽系统管路超压.某些瞬态工况下,凝汽器的压力上升较快,为满足核岛蒸汽安全排放的要求,需对瞬态工况下凝汽器的压力变化进行仿真计算.本文通过模拟汽轮机紧急停机及紧急停堆后的凝汽器压力变化规律,研究满足核岛蒸汽安全排放要求的技术方案,解决瞬态工况下主蒸汽管道的超压问题.     

自然循环蒸汽发生器瞬态热工水力建模与分析

应用瞬态分析专用程序建立了CPR1000蒸汽发生器几何模型,对CPR1000蒸汽发生器在功率运行期间停运一台主泵时的热工水力瞬态响应、主蒸汽管道破裂和蒸汽/主给水流量同时+10%阶跃扰动工况下的瞬态响应进行了模拟与分析,获得了蒸汽发生器内部热工水力参数如流量、温度、换热系数的响应特性,分析结果表明,瞬态分析模型满足蒸汽发生器设计瞬态分析的要求。     

“华龙一号”二回路非能动余热排出系统改进

介绍了非能动设计在压水堆核电机组二回路余热导出方面的工程应用。以我国自主研发的在建堆型"华龙一号"中的二回路非能动余热排出系统(PRS)为研究对象,介绍了系统的设备组成、机组在不同运行条件下PRS系统的运行模式。对PRS系统投运后从热源和热阱两方面对系统运行特性进行定性分析。分析了系统自动控制逻辑中主要因素的不同触发现象对P R S系统投运的影响,并根据分析结果对系统控制逻辑提出了改进建议。     

二次侧非能动余热排出系统自然循环特性瞬态实验研究

利用三代核电非能动余热排出实验装置(ESPRIT)对华龙1号反应堆的二次侧非能动余热排出系统(PRS)的自然循环特性进行了瞬态实验研究。实验在原型工况、提升功率工况和提升阻力工况下开展。通过本试验研究,获得了华龙1号反应堆核电厂全厂断电事故工况下,PRS系统的响应特性和运行能力。实验数据证实,PRS系统事故冷却水箱(水池)设计容积满足系统启动后72 h的排热要求。功率提升6%后,水池依然有足够的冷却能力。原型阻力提升50%后,系统压力始终高于原型阻力工况。试验过程中一直存在有效的自然循环,在水池作用下,系统温度和压力持续降低。     

基于RELAP5的蒸汽发生器传热管断裂事故分析

基于RELAP5/MOD3.4分析软件建立了1 000 MW核电机组一回路模型,在发生多根蒸汽发生器传热管道双端断裂事故（SGTR）瞬态下对发生事故后30 min内无人为操作的5种不同断裂工况进行了主要参数对比分析,并且对蒸汽发生器（SG）发生满溢时间进行了敏感性分析。研究表明：传热管断裂根数不同,各参数变化趋势相似;断裂根数越多,破口初始流量越大,触发系统动作越早;破口面积、主泵运作、主给水关闭时间、辅助给水投入时间和投入量都会影响SG满溢时间。对CPR1000机组发生多根SGTR事故对比分析和事故后各设备动作对SG满溢时间影响的研究有实际设计和运行参考价值。     

PRS换热器蒸汽凝结换热模型研究

使用RELAP5/MOD3.2程序对某型核动力装置二次侧非能动余热排出系统(PRS)1:1实验装置进行稳态计算,一些工况下计算结果同实验结果偏差较大。研究了汽-液界面剪切应力及系统高压等条件对层流和湍流状态下竖直管内蒸汽凝结模型的影响,并对模型进行了改进。改进后的RELAP5程序对该系统1:1实验装置进行稳态和瞬态计算,计算结果同实验结果符合良好。     

基于RELAP5的二次侧非能动余热排出系统敏感性研究

应用RELAP5/MOD3.3程序对二次侧非能动余热排出系统(PRS)的启动方式、换热器换热面积、流动阻力等参数进行敏感性分析。结果表明:补水启动和液柱启动2种启动方式对PRS系统瞬态运行特性的影响不大;37.5%传热面积工况下,补水箱的排放流量较标准工况会相应增大,排空时间也会相应缩短;2倍局部阻力工况下,补水箱的排放流量较标准工况小,排空时间延长了近1000 s。     

热工水力系统程序中数值水锤问题研究

基于两流体六方程的热工水力系统程序在计算蒸汽即将从控制体中消失或水即将充满控制体工况时,由于空泡份额较小的两相混合物和纯液相之间可压缩性的不连续变化以及离散动量方程的离散方法,可能会出现虚拟的压力峰值,即数值水锤现象。本文以热工水力系统分析程序RELAP5为参考对数值水锤问题的缓解方案进行了分析研究,给出了详细的检测逻辑以及修正方案,并应用于普赖尔管问题和冷凝实验工况的计算分析。结果显示,数值水锤缓解方案的启用能够缓解两流体程序中针对该类问题由于数值方法带来的压力瞬态效应,从而能够明显地降低压力峰值,避免了严重扭曲瞬态解的出现。数值水锤缓解方案减缓这一虚拟压力峰值,有利于提高程序计算的稳定性;针对该问题此方法可为同类型系统程序的开发及模型优化提供参考。      

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.     

ADS原理验证装置两种方案的热工水力分析

加速器驱动的次临界系统(ADS)项目是"973项目"之一,旨在解决ADS的关键技术问题。其中,"原理验证装置的设计"课题可为ADS关键技术的解决和走向工程化奠定基础。文章就两种不同的堆芯方案陈述了ADS原理验证装置热工水力的计算,计算由初始稳态运行和瞬态及事故工况组成。为考察两种方案的自然循环能力,选择失流事故进行瞬态分析。对瞬态工况的严重性和两种方案的结果进行了比较,结果表明:事故工况下自然循环可足够带走堆芯余热,且方案1比方案2的安全裕度大。     

PCI二类工况瞬态分析计算流程自动化技术研究

对PCI二类工况瞬态分析方法中的分析流程、初始轴向功率偏移与氙瞬态的关系、各程序间的数据交换等进行了研究。利用初始轴向功率偏移与氙浓度随时间的振荡关系,以及轴向功率偏移振荡幅值随初始碘浓度的变化关系,得到了一种能够获得目标初始轴向功率偏移的计算思路。研究了SMART程序的运行方式、输入数据文件格式。利用脚本编程,得到了一组程序,实现了PCI二类工况瞬态分析计算流程中各程序间数据的自动交换,实现了计算流程的自动驱动、迭代,实现了PCI二类工况瞬态分析计算流程的自动化。利用这组程序对两个项目中的PCI二类工况进行了瞬态分析,结果表明,分析是可靠的,采用这组程序能够大幅提高PCI二类工况瞬态分析的效率。     

红沿河核电项目除氧器超压问题分析及改进措施

红沿河核电站现有除氧器在主蒸汽旁路工况下会发生超压问题,为了定量把握超压问题的实质,对现有除氧器在汽轮机旁路工况下的压力全变化过程进行了详细分析。分析表明,现有除氧器将在切入旁路工况5.2 s后内部压力超过设计压力,引起安全阀起跳并向大气排放蒸汽。为了提高系统的安全性,文章提出了将正常抽汽管道和旁路蒸汽管道分离设置,并在现有除氧器内增设鼓泡管系统的改进设计方案,利用新建立的数值分析模型对改进方案进行了理论验算。计算结果表明,改进后的方案可保证在主蒸汽旁路工况50 s内除氧器内部压力不会超过设计压力。     

岭澳核电站蒸汽发生器水位控制系统改进方案仿真研究

利用核电厂瞬态分析和控制系统优化设计程序CATIA2,依据各典型瞬态试验验收的不同准则,通过核电厂典型瞬态下的数值仿真试验,为岭澳核电站解决主给水流量系统管路及调节阀振动问题拟采用的蒸汽发生器给水控制系统改进方案进行了仿真验证。结果表明:该改进方案可行,并且对反应堆控制系统所带来的影响是可接受的。     

一体化压水堆蒸汽发生器的热工水力瞬态特性分析

一体化压水堆的设计是将蒸汽发生器及稳压器等一回路所有部件都放入压力容器内，以提高安全性，采用可以精确模拟直汉蒸汽发生器二次侧水的饱和点，蒸干点位置等重要参数随时间变化的可移动边界并分法，选用适合各中换热工况的一整套换热关系式，建立了可以模拟一体化压水堆直流蒸汽发生器的稳态及瞬态热工不特性的物理及数学模型，并编制了计算程序，经对Ｂａｂｃｏｃｋ和Ｗｉｌｃｏｘ公司１９管直流蒸汽发生器实验装置进行了计算有     

非能动余热排出换热器在主给水管道断裂事故下的冷却能力研究

利用LOFTRAN2程序研究了某核电厂蒸汽发生器主给水管道断裂事故工况下非能动余热排出换热器(PRHR HX)的冷却能力。分析结果表明,在极端事故工况下,反应堆冷却剂系统(RCS)的长期冷却能够持续进行,PRHR HX能够在36 h内将RCS冷却到215.6 ℃,符合先进轻水堆用户要求文件(URD)的规定。敏感性分析表明,PRHR HX污垢系数和安全壳内置换料水箱初始温度对长期冷却能力有重要影响,在实际运行中需引起注意。     

压水堆核动力系统瞬态热工水力特性分析仿真软件

采用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、主循环泵四象限特性模型和非能动应急余热导出系统模型,并利用Compaq Visual Fortran 6.0语言开发了微机型压水反应堆瞬态热工水力特性分析程序,并利用Microsoft Visual Studio.NET语言实现输入参数的可视化、输出结果的实时处理和动态显示。利用RELAP5程序对本瞬态安全分析软件进行了可靠性验证,结果表明,本软件求解精度较高、速度快、界面新颖、功能完善、可操作性强。此外,利用本软件对秦山核电站事故瞬态工况下的热工水力特性进行了分析,得出了一些具有工程价值的结论。     

二次侧非能动余热排出系统特性参数影响因素实验研究

利用三代核电非能动余热排出实验装置(ESPRIT),针对中核集团自主研发的三代核电华龙1号(ACP1000),开展了华龙1号非能动余热排出系统(PRS)特性参数影响因素实验研究。本文对实验装置、实验工况和实验结果进行了介绍。实验结果表明:系统阻力实验参数范围内,PRS均能够在无人员干预的条件下安全带出全厂断电事故发生后72 h堆芯热量;40%~160%额定换热面积范围内冷却器和单个系列PRS均具有稳定带出0.8%FP(满功率)堆芯热量的能力;实验范围内蒸汽发生器(SG)水位对同一功率稳定后压力和蒸汽温度的影响并不显著。     

压水堆核电厂蒸汽排放控制系统实时仿真研究

建立了压水堆核电厂蒸汽排放控制系统及其控制对象的实时仿真模型,包括蒸汽发生器及相关管道阀门的数学模型.在此模型基础上,编制了压水堆核电厂蒸汽排放控制系统动态特性的实时仿真程序,并对该控制系统模型进行了闭环稳态和瞬态等工况的可视化动态实时仿真.仿真结果表明,程序输出与实际系统响应趋势一致,仿真软件能实时输出蒸汽排放控制系...