二次侧非能动余热排出系统运行及换热特性研究

二次侧非能动余热排出(ASP)系统是百万千瓦级压水堆核电厂应对全厂断电事故的重要措施。以百万千瓦级压水堆核电厂ASP系统为原型,基于比例模化方法设计建造了二次侧非能动余热排出系统试验装置(ASPTF)。在ASPTF装置开展了ASP系统运行特性及换热特性试验。稳态试验结果表明,相同水箱水温条件下,ASP系统换热能力随着系统压力的升高而升高;相同系统压力条件下,ASP系统换热能力随着水箱水温的降低而升高,系统压力相对水箱水温对ASP系统换热特性影响较大;ASP系统换热能力随换热管的裸露而降低。瞬态试验结果表明,在3h内,ASP系统可建立稳定的自然循环,并有效带走堆芯模拟体产生的热量;在3h后,ASP系统流量随着换热管裸露而出现不稳定,但当向换热水箱注水后,ASP系统自然循环可恢复稳定。     

非能动安全壳冷却系统瞬态特性试验研究

针对基于回路热管技术的非能动安全壳冷却系统开展瞬态特性试验,根据试验数据分析系统在液柱启动方式下自然循环流量、安全壳压力、流动不稳定性等过渡特性。结果表明:基于回路热管技术的非能动安全壳冷却系统具有良好的启动特性,可实现事故工况下安全壳内热量的顺利导出,且能够在启动阶段实现安全壳压力的快速下降。系统具有流动不稳定性工况区域,其影响因素与冷却水箱温度、安全壳压力及系统输入功率有关,流动不稳定性未对安全壳内压力趋势造成明显影响。     

冷凝水收集装置对非能动安全壳热量导出系统影响试验研究

非能动安全壳热量导出系统（PCS）作为三代核电厂重要的安全系统,用于事故后安全壳的非能动冷却。利用大型安全壳综合试验装置,可开展安全壳内复杂的热工水力现象与安全系统之间耦合行为的研究。本文利用大型安全壳综合试验装置开展了PCS换热器冷凝水收集装置对PCS排热影响及收集率试验。结果表明,在工况范围内,换热器下方安装冷凝水收集装置对PCS的换热能力没有明显的不利影响,且其收集率较高。     

密度锁工作特性的实验研究

介绍了密度锁的工作原理,并设计搭建了实验装置,研究了稳态工况和主泵停转事故时密度锁的工作特性。结果表明,在稳态工况下,密度锁能长期保持关闭,从而将主回路和余热排出回路隔开,此时,余热排出回路处于非工作状态,不会影响反应堆的正常工作。当发生主泵停转事故时,密度锁能迅速打开,使主回路和余热排出回路连通。余热排出回路会建立自然循环,且足以带走剩余热量。     

多系统耦合下自然循环特性试验研究与计算分析

以典型压水堆为原型堆,基于比例模化方法设计建造了自然循环试验装置(FITY),在自然循环试验装置上开展了多回路系统自然循环耦合的稳态及瞬态试验,并利用RELAP 5程序对试验工况进行计算分析。试验及计算结果表明:系统压力对自然循环流量基本无影响,自然循环流量随加热功率的增加而增加。不同降压及功率瞬变过程后均建立了稳定的自然循环,其最终状态与中间经历的瞬态过程无关。     

非等压条件下单相自然循环回路的比例分析

非能动安全设计是第三代核电技术 AP1000 的显著特点.在非 LOCA事故工况下,非能动安全设计中的非能动余热排出系统 (PRHRS)自然循环特性直接影响余热排出效果.本文进行了非能动自然循环整体回路一、二次侧热工水力学行为研究.对于上述特性的试验研究通常会在缩比的实验台架上进行,运行压力会低于原型压力以减小工程难度...     

二次侧非能动余热排出系统启动特性试验研究

二次侧非能动余热排出（ASP）系统是国内二代加型百万千瓦级压水堆核电厂应对全厂断电事故的重要改进项。为获取ASP系统的启动特性,基于比例模化方法设计建造了ASP系统试验装置。试验结果获取了不同因素对ASP系统启动特性的影响。结果表明：蒸汽发生器二次侧水装量与ASP系统隔离阀动作时间对ASP系统的启动特性影响较小;ASP系统的流量随蒸汽管线与回水管线阻力系数的增大而降低;蒸汽释放阀（VDA）的往复开启引起自然循环流量的波动,当VDA关闭后自然循环可恢复至稳定状态;换热管内初装水的水量影响ASP系统初始流量峰值;所有试验工况中均建立了稳定的自然循环。     

5MW低功率堆冷却系统设计

5MW 低功率堆(5MW LPR)冷却系统由两个回路组成。一回路为闭式强迫循环,二回路为开式循环。一次水总流量为620t/h,二次水总流量为1000t/h。换热器运行功率为5MW。在热交换器中,二次水的压力高于一次水压力。安全分析表明,该系统可在任何工况下安全、有效地导出堆芯热量。     

水冷包层模块第一壁流动传热特性初步分析

本文基于我国聚变工程实验堆水冷包层优化设计与安全分析的要求,针对水冷包层模块第一壁的流动传热特性进行三维数值模拟研究。采用计算流体力学方法,建立了水冷包层模块第一壁的三维数值模型,研究流量分配的特点以及温度分布情况,分析与评估在稳态工况、瞬态工况及失流事故下的水冷包层模块第一壁传热能力。研究结果表明,不同冷却管间存在流量分配不均匀的现象;在稳态工况下,水冷包层模块第一壁具有较好的传热能力,瞬态工况下水冷包层模块能够有效地导出反应堆热量;失流事故下冷却管内温度短时间上升至系统压力下的饱和温度,有待进一步研究。相关研究为优化包层第一壁传热设计提供参考,并为今后聚变堆的安全分析提供依据。     

一体化小型堆主回路自然循环稳态特性实验研究

在模拟一体化小型堆主回路的自然循环试验台架上,进行了小型堆主回路自然循环稳态流动特性的实验研究。结果表明:在输入的外部条件保持一致的情况下,实验本体内的自然循环流动保持了很好的对称性;影响自然循环流量的主要因素是加热功率,入口温度、系统压力等参数的影响较小;提出了一个表征系统自然循环能力的综合特征参数k,可当作指标参数来衡量不同的自然循环回路或不同的运行工况下的自然循环能力,对进一步优化一体化自然循环反应堆的参数设计具有重要指导意义。     

Code validation on a passive safety system test with the SMART-ITL facility

A thermal-hydraulic integral effect test facility, SMART-ITL, was constructed to examine the system performance of SMART, a 330 MWt integral type reactor, and to provide data for validation of related thermal-hydraulic models in the system analysis codes. SMART is equipped with various passive systems such as a passive residual heat removal system (PRHRS), a passive safety injection system (PSIS), and an automatic depressurization system (ADS). The PSIS of SMART is made up of four core makeup tanks (CMTs), four safety injection tanks (SITs), and related piping. Over 10 tests have been performed to investigate the behavior of a single train of a PSIS (a CMT and a SIT) in connection with PRHRSs and an ADS. Using a system analysis code, MARS-KS, we validated the experimental results for a representative test. All geometrical and thermal-hydraulic conditions of SMART-ITL were reflected in the code input construction. Through the validation process, several models, including a break flow model, heat transfer models, and pressure drop models, were examined. Overall, the major system parameters were well reproduced.     

Experimental validation of the TASS/SMR code for an integral type pressurized water reactor

The transient and setpoint simulation small and medium reactor (TASS/SMR) code has been applied to perform the safety analysis and performance evaluation of an integral type pressurized water reactor. Till now, the code has only been verified by using simplified and analytical problems as well as a reliable system code due to the lack of available experimental data. Recently, several kinds of experiments have been performed by focusing on an identification of the heat transfer characteristics at a heat sink and source, and the thermal hydraulic characteristics and the natural circulation performance in an integral effect test facility. In this paper, the TASS/SMR code has been validated by using the experimental data obtained from a separate effect test facility by focusing on the heat transfer characteristics and an integral effect test facility by focusing on the thermal hydraulic characteristics and the natural circulation performance. According to the validation results of the TASS/SMR code against the separate effect test and the integral effect test, the code predicts the overall variation of the thermal hydraulic parameters well, including the system pressure, fluid temperature, mass flow rate, etc., and it is applicable for the safety analysis and performance evaluation of an integral type pressurized water reactor.     

非能动专设安全设施应急余热排出试验研究

在海水淡化堆综合模拟试验装置上,开展了非能动专设安全设施应急余热排出模拟试验研究,获得了系统参数对非能动余热排出特性的影响规律。利用RELAP5/MOD3.2程序对蓄压水池不同初始水位下自然循环的建立和余热导出的过程进行了计算。结果表明,RELAP5/MOD3.2程序能较好地模拟海水淡化堆非能动专设安全设施的非能动余热导出过程,计算结果与试验结果符合较好。     

二次侧非能动余热排出系统流动不稳定性研究

二次侧非能动余热排出（ASP）系统是压水堆核电厂应对全厂断电事故的重要措施之一。为研究ASP系统的运行特性,设计建造了ASP系统试验装置（ASPTF）。在ASPTF上开展了ASP系统运行稳定性影响试验,并对试验结果进行了理论分析。试验研究与理论分析结果表明：低压低功率下ASP系统中出现流动不稳定性;增加蒸汽管线或回水管线阻力系数可抑制ASP系统出现流动不稳定性;降低加热功率时ASP系统更易出现流动不稳定性;主泵运行状态影响ASP系统的输入功率进而影响系统的流动不稳定性。     

Experiments on the Heat Transfer and Natural Circulation Characteristics of the Passive Residual Heat Removal System for an Advanced Integral Type Reactor

Experiments on the heat transfer characteristics and natural circulation performance of the passive residual heat removal system (PRHRS) for the SMART-P have been performed by using the high temperature/high pressure thermal-hydraulic test facility (VISTA). The VISTA facility consists of the primary loop, the secondary loop, the PRHRS loop, and the auxiliary systems to simulate the SMART-P, a pilot plant of the SMART. The primary loop is composed of the steam generator (SG) primary side, a simulated core, a main coolant pump, and the loop piping, and the PRHRS loop consists of the SG secondary side, a PRHRS heat exchanger, and the loop piping. The natural circulation performance of the PRHRS, the heat transfer characteristics of the PRHRS heat exchangers and the emergency cooldown tank (ECT), and the thermal-hydraulic behavior of the primary loop are intensively investigated. The experimental results show that the coolant flows steadily into the PRHRS loop and that the heat transfers through the PRHRS heat exchanger and the emergency cooldown tank are sufficient enough to enable a natural circulation of the coolant. The results also show that the core decay heat can be sufficiently removed from the primary loop with an operation of the PRHRS.     

台架缩比对冷凝液膜换热的失真评价

缩小比例的单项和整体性试验台架对研究和开发大型先进压水堆核电站及其分析验证程序都具有重要意义,而由缩比引入的相关现象的失真又直接影响了对台架的设计和试验结果的理解。本文以等效换热系数的形式对非能动安全壳冷却系统（PCS）壳内液膜冷凝在试验台架上的缩比失真进行分析,结合H2TS比例分析方法,系统评价了这种失真对模拟台架中壳内压力响应的作用。结果表明,台架缩比对壳内冷凝液膜换热的影响是保守的。     

非能动余热排出热交换器流动和传热数值模拟

非能动余热排除系统(Passive Residual Heat Removal system,PRHR)是非能动核电厂的重要安全设施,在全厂断电事故下,大部分的堆芯衰变热是通过PRHR热交换器传递至内置换料水箱(In-containment Refueling Water Storage Tank,IRWST)。但PRHR热交换器属于大型非稳态换热器,其传热机理十分复杂。基于PRHR系统的重要性和复杂性,有必要研究PRHR系统的流动和传热特性。利用计算流体动力学(Computational Fluid Dynamics,CFD)软件针对非能动堆芯冷却系统试验装置中的PRHR系统进行建模计算,分析了PRHR热交换器及IRWST的流动和传热特性,发现IRWST内部沿垂直高度上呈现明显的温度分层现象,温度沿水平方向的分布趋于均匀;IRWST内部的流动主要是沿着C型传热管竖直段向上流动,流速逐渐增大,但在两相阶段,水箱上部区域流动明显增强;C型传热管上部水平段和竖直段上部区域的换热系数要明显高于其它区域,且在上部水平段与竖直段连接弯管处换热系数最大,在两相阶段,上部区域的换热系数明显增大。     

欠热条件下非能动余热排出热交换器传热试验数值模拟

针对大型先进压水堆非能动余热排出热交换器设计和安全分析计算模型存在的重要缺陷,以AP1000的非能动余热排出热交换器为原型,采用3根C型管进行了非能动余热排出热交换器传热试验。然后采用流体计算软件对欠热试验工况进行了数值模拟,通过多次计算得到了传热管外传热计算可采用的传热关系式,选取的传热模型下的计算结果与试验结果符合较好。利用传热模型验证了AP1000的设计工况,发现AP1000非能动余热排出热交换器的设计能带走堆芯余热。本文研究可为大型先进压水堆设计和安全分析提供技术支撑。     

PRHRS隔离阀前后破口事故对非能动堆芯冷却系统的影响分析

对于AP型核电站小破口失水事故(SBLOCA)试验进程,国内外有较为一致的认识,但对于相同尺寸破口在不同破口位置对试验进程、非能动堆芯冷却系统的影响仍需进一步研究。本文利用大型非能动堆芯冷却整体试验台架ACME开展了非能动余热排出系统（PRHRS）隔离阀前后破口事故试验工况研究,并以堆芯补水箱（CMT）侧冷管底部破口事故工况作为对比工况。试验结果表明：ACME开展的PRHRS隔离阀前后破口事故模拟工况事故进程符合典型SBLOCA进程,堆芯始终处在良好的冷却状态,非能动堆芯冷却系统的安全性得到有效验证;相同破口尺寸工况下,不同破口位置对事故进程有一定的影响,其中破口位置对CMT液位、安注流量的影响较为关键。对比工况中,PRHRS设备换热量也有较大不同,冷管破口和隔离阀后破口工况较隔离阀前破口工况换热量更大,但PRHRS换热管内部流动换热机理需进一步研究。