螺旋管式直流蒸汽发生器壳侧流场数值模拟方法研究

铅冷快堆（LFR）采用一体化堆芯设计方案,其中的直流蒸汽发生器（OTSG）多采用螺旋管式结构以使整体结构小型紧凑。为研究LFR中螺旋管式OTSG壳侧铅铋冷却剂的流动传热特性,利用FLUENT软件,采用一种分区段计算方法,通过管壁热流密度拟合公式对螺旋管式OTSG壳侧进行了三维数值模拟。最终验证了该分段计算方法的正确性,分析了OTSG壳侧铅铋冷却剂的流动传热特性,获得了其速度、温度以及压力场的计算数据,为下一步OTSG流致振动分析和高温应力计算提供了依据。      

螺旋管式直流蒸汽发生器的准稳态数学模型

为了满足模拟机实时仿真核电站一、二回路工况的需要,根据流体的质量、动量和能量守恒原理,建立了适合模拟机要求的螺旋管式直流蒸汽发生器的准稳态数学模型.该模型将蒸汽发生器作为单管模型处理,并根据水的状态将蒸汽发生器分为单相水段、两相段和过热段三大段,每大段又细分若干小段.该数学模型方程采用变步长四阶龙格库塔法联立求解一、二...     

小型压水堆螺旋管直流蒸汽发生器参数不确定性量化研究

为研究螺旋管直流蒸汽发生器（HCOTSG）参数不确定性对小型压水堆运行的影响,在建立堆芯功率控制系统、蒸汽发生器给水控制系统及稳压器压力和液位控制系统的基础上,开发小型压水堆HCOTSG参数不确定性量化平台。以螺旋管内外径不确定性量化为例,开展平台的应用研究。结果表明,开发的HCOTSG参数不确定性量化平台可以用于开展螺旋管内外径不确定性量化分析。     

污垢效应对螺旋管式蒸汽发生器蒸干点影响分析研究

螺旋管式蒸汽发生器（HOTSG,Helical coiled Once-Through Steam Generator）的蒸干点位置由于传热恶化会带来额外的风险,而工质中的腐蚀产物会沉积在传热管表面形成积垢影响螺旋管蒸干点的产生位置,本研究基于自主开发螺旋管模型的热工水力系统程序WISTARIA,分析了不同的积垢厚度对螺旋管式直流式蒸汽发生器传热管换热系数、含气率、蒸干点生成位置的影响程度。研究结果表明,螺旋管式直流蒸汽发生器积垢后,局部换热性能下降,进而影响压降与临界含气率,并影响蒸干点的液膜破碎过程。本研究结果为考虑积垢对螺旋管式直流式蒸汽发生器蒸干点的影响提供了设计参考依据。     

螺旋管式直流蒸汽发生器的集总参数动态模型

基于基本的流体质量、能量和动量守恒原理，建立了10MW高温气冷堆螺旋管式直流蒸汽发生器的动态数学模型。模型采用了集总参数的建模方法，将蒸汽发生器作为单管模型处理，分为热水段、蒸发段和过热段，且各段间具有可移动的边界。对建立的模型进行了静态和动态仿真，仿真结果表明，所建立的模型是正确和有效的，能够用来进行蒸汽发生器的动态特性仿真。     

多头螺旋管式蒸汽发生器的设计计算

本文从实际工程设计需要出发,对高温气冷堆用多头螺旋管式蒸汽发生器的设计进行了研究,提出了多头螺旋管束受热面结构的设计方法,推荐了螺旋管内、管外传热,阻力设计计算关系式以及防止管间脉动,发生流动不稳定性的方法,给出了设计计算的基本步骤。     

铅铋快堆螺旋管直流蒸汽发生器热工水力特性数值研究

本研究以铅铋快堆螺旋管直流蒸汽发生器（HOTSG）设计结构为研究对象,采用精细网格与多孔介质相结合的物理建模方法,通过一次侧三维湍流计算与二次侧用户自定义函数（UDF）分区传热计算相耦合的手段,在FLUENT求解器中开展了蒸汽发生器的热工水力特性数值分析研究。研究表明:铅铋入口附近的流量分配孔和腔室对应的直管段区域出现铅铋流速峰值,径向最大速度为0.431 m/s;入口腔室至管束区位置受到阻力突变的影响,压力、横流速度、轴向速度变化较大;热工参数变化符合流动与传热机理,临界热流密度（CHF）点附近一二次侧温差最大为109.61 K,此处最大热流密度为323.55 kW/m2。该研究将为铅铋快堆HOTSG结构设计、流致振动及安全评价提供重要的参考。      

套管式直流蒸汽发生器的换热特性优化

介绍了一种双面换热的套管式直流蒸汽发生器,其元件由直管外管和螺旋内管组成。这种结构的蒸汽发生器虽强化了换热,却增加了流动阻力,因而存在沿轴向的螺距变化使阻力增加最小而使总体换热量达到最大的最优化问题。通过分析内管螺距对强化换热和流动阻力的影响,采用有约束非线性优化方法对螺距进行了优化。在不同的换热区得出了不同的优化结果,可为直流蒸汽发生器的工程设计提供理论依据。     

螺旋管直流蒸汽发生器两相流不稳定性

研究了螺旋管直流蒸汽发生器两相流不稳定性。阐述了两相流不稳定性机理。利用线性化频域理论，建立了螺旋管直流蒸汽发生器两相流不稳定性数学模型，编制了计算程序ＨＴＯＴＳＧＩＡ，分析了入口节流圈，系统压力及不同螺旋管圈等因素对螺旋管直流蒸汽发生器两个流不稳定性的影响，给出了螺秘管直流蒸汽发生器两相流稳定区域。计算值与实验值基本一致。     

基于漂移流模型的液态金属快堆螺旋管蒸汽发生器热工水力特性分析

在液态金属快堆螺旋管蒸汽发生器中,存在一个普遍问题,其一次侧的进、出口温差大幅升高,二次侧出口蒸汽过热度显著增大,这给其设计及运行带来了挑战。基于离散网格法建立了液态金属快堆螺旋管蒸汽发生器热工水力分析模型。模型对整个一、二次侧回路进行网格划分,采用漂移流模型计算二次侧水-水蒸汽的流动与传热,并在一次侧计算中采用液态金属物性与流动传热关联式;采用内节点法对壁面划分网格,考虑两侧流体与管壁间的对流换热以及壁面导热。基于实验数据验证模型可靠性。以铅铋快堆为例,研究不同入口条件下蒸汽发生器的热工水力特性。研究发现一、二次侧之间的壁面热流密度沿程分布极为不均匀,且热流密度峰值极高。算例中壁面热流密度最大值达到1361 kW/m²,最大值与最小值间相差数十倍到数百倍。随着一次侧入口铅铋温度以及铅铋流速的增加,二次侧过冷水区及两相区长度明显缩短,过热蒸汽区长度明显增大;同时,壁面热流密度峰值向螺旋管入口方向移动,二次侧工质压降明显增大。     

Experiment and Verification Test of the Once-through Steam Generator of the 10 MW High-temperature Gas-cooled Reactor Flow Stability of the Once-through Steam Generator

In January 2003, the 10MW High-temperature Gas-cooled Reactor (HTR-10) reached its full power for continuous operation of seventy-two hours in the Institute of Nuclear Energy Technology, Tsinghua University. The reactor operated smoothlyqbthe design parameters were successfully attained.

The once-through steam generator (SG) is one of key equipments of the HTR-10 reactor. The SG includes 30 modular heating helical tube assemblies. There are two thermal hydraulic requirements to be satisfied for the once-through steam generator: (1) enough heat transfer surface; (2) qualified steam can be produced under rated electrical generation power, and water-steam two phase flow un-stability can be avoided. In order to obtain the thermal hydraulic characteristics of the SG reliably, before design, a numerical code was developed for the design, and a full-scale test loop with two heating tubes as model was established, and series experiments had been carried out.

The purpose of this paper is to introduce the design of SG and researches on the stability of small bending radius helical coil-pipe used in HTR-10, for exempla, the effects of outlet steam pressure, inlet water sub-cooling degree, thermal power and inlet throttling degree. Up to now, the SG has experienced full power operation smoothly, and approvingly reached its original design requirements.

In the paper, some operational experimental data of the HTR-10 S.G have been presented.     

直流蒸汽发生器分区域比例积分微分给水控制系统研究

直流蒸汽发生器(OTSG)对给水控制的要求较高。在常规比例-积分-微分(PID)控制系统的基础上,引入分区域控制方法,并结合三冲量控制方法,设计三冲量分区域PID给水控制系统。仿真结果表明,在负荷扰动时,OTSG在该控制系统作用下超调量更小,稳定时间更短,控制性能得到了提高,具有一定的工程应用价值。     

高温气冷堆螺旋管式直流蒸汽发生器热工水力学

高温气冷堆蒸汽发生器具有一次侧氦气工质、二次侧直流、螺旋管结构、工作温度高等特点,其热工水力特性与传统压水堆自然循环蒸汽发生器存在很大区别。针对高温气冷堆蒸汽发生器的特点,对其基础热工水力及特有热工水力学问题进行了阐述,主要包括螺旋管内单相及两相流阻及换热计算、横掠螺旋管束流阻及换热计算、温度均匀性及两相流不稳定性等。同时介绍了清华大学核能与新能源技术研究院针对高温气冷堆蒸汽发生器热工设计、温度均匀性及两相流不稳定性等热工水力学问题所开发的一维稳态程序、一维瞬态程序、二维分析程序和方法,并对分析结果和结论进行了讨论。相关研究方法、程序和结论对其他相似参数螺旋管和直管式直流蒸汽发生器具有参考和借鉴意义。     

直流蒸汽发生器传热管破裂事故分析

通过对直流蒸汽发生器传热管破裂（SGTR）事故的分析,可看出RELAP5瞬态分析程序能较好地模拟一体化反应堆在SGTR事故后的事件响应序列及主要热工水力现象,例如环路的不对称效应、主回路的自然循环等。一体化反应堆在发生SGTR事故后,可通过一系列安全与保护系统的动作得到有效缓解,并最终能应用非能动余热排出系统（PRHRS）的自然循环导出堆芯余热,使反应堆处于安全状态。同时,受事故影响蒸汽发生器压力在PRHRS投入运行后会快速升高,最终与一回路压力相平衡,此后,破口处的泄漏也会终止。此外,本文还研究了破口处临界流量及其积分流量结果不确定性的影响因素,其中主要考虑了采用不同的临界流模型和破口建模方式等两个方面。     

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。     

Experimental and Operational Verification of the HTR-10 Once-Through Steam Generator (SG)

In January 2003, the 10MW High-temperature Gas-cooled Reactor (HTR-10) reached its full power for continuous operation of seventy-two hours in the Institute of Nuclear Energy Technology, Tsinghua University. The reactor was operated smoothly at the designated parameters. The once-through steam generator (SG) is one of key equipments of the HTR-10 reactor. The SG includes 30 modular heating helical tube assemblies. Design of the SG includes hydraulics, heat transfer and stability designs. Based on the design requirement, it is necessary to ensure sufficient heat removal from the reactor in order to maintain stable operation. In order to confirm the thermal hydraulic reliability of the SG, a series of experiments had been carried out. The purpose of this paper is to introduce the design features and experimental verification of HTR-10 SG, and the research results of small bending radius helical coil-pipe used in HTR-10, for example, the heat transfer coefficient of water, superheat steam and the two phase flow in the helical tube, the heat transfer coefficient of the He flow across the helical tube, and the centrifugal force effect on the heat transfer for the helical tube. In the paper, some operational experimental data of the HTR-10 SG have been presented.     

螺旋管式直流蒸汽发生器热工水力分析模型

基于混合流模型的质量、动量和能量守恒方程,采用可移动边界法建立了压水堆螺旋管式直流蒸汽发生器的稳态和动态分析模型。模型将二次侧传热区域分为预热段、蒸发段和过热段,且考虑了缺液区传热。通过对国际革新与安全反应堆(IRIS)螺旋管式直流蒸汽发生器的模拟,对模型进行了验证。结果表明,本文所建立的稳态和动态模型合理,稳态计算结果与设计值符合良好,动态仿真符合热工水力学及其定性机理分析结果。     

套管直流蒸汽发生器流动不稳定性研究

由于两相流不稳定性在实际应用中的重要性，许多学者对其本质进行了大量的研究。本文从基本的守恒方程出发，建立了1套完整分析套管直流蒸汽发生器流动不稳定性的数学计算模型。此模型采用均相流和相间热力学平衡假设，并考虑了管壁的蓄热。此模型还被用于研究系统压力，质量流速，进口过冷度，进、出口节流和内、外径之比对流动不稳定性的影响。     

HTR-PM直流蒸汽发生器的建模与分析

球床模块式高温气冷堆核电站示范工程（HTR-PM）采用两座模块式高温气冷堆带一台汽轮发电机组的技术方案,为了开展其运行特性研究,清华大学核能与新能源技术研究院开发了针对HTR-PM的工程模拟机,其中螺旋管式直流蒸汽发生器的模型还需进一步完善。本文深入分析了螺旋管式直流蒸汽发生器的流动、换热规律,明确了蒸汽发生器一次侧和二次侧的流动与换热模型,通过对稳态工况中分布数据的详细分析,说明了模拟结果的正确性。为适应更多模块的高温气冷堆核电站的运行分析要求,通过网格划分方案的讨论与优化,在保证实时性的前提下,提高了蒸汽发生器中流动与换热模拟的准确性,为下一步采用工程模拟机开展其运行特性研究打下基础。