传热管破裂位置及根数对SGTR事故进程的影响

以一体化反应堆为研究对象,应用RELAP5/MOD3.4程序对套管式直流蒸汽发生器发生传热管破裂事故时,影响事故进程的一些因素进行了分析,其中包括破口在传热管轴向高度不同断裂位置,以及同时断裂多根传热管等。分析结果表明:不同断裂位置处的SGTR事故,其系统响应大致相同;不同破裂面积的SGTR事故,其破口处临界喷放流量与破口面积有着密切的联系。但总体来看,无论直流蒸汽发生器发生何种形式的SGTR,其一回路冷却剂通过破口处向二回路侧泄漏的积分流量大致相同,而且这个积分流量决定了一体化反应堆的瞬态响应。     

AP1000多根蒸汽发生器传热管破裂分析

利用RELAP5/MOD3程序对AP1000多根蒸汽发生器传热管破裂事故进行了分析。基于最佳估算方法,分析了1~5根蒸汽发生器传热管破裂的工况。分析结果表明:在大气释放阀可用的情况下,主蒸汽安全阀(MSSV)始终保持关闭状态,从而不会旁通安全壳。每个工况的堆芯补水箱水位均未出现下降,不会产生自动卸压信号。即使假设MSSV卡开,堆芯也从未出现裸露,仍保持可冷却状态。     

基于RELAP5程序的直管式直流蒸汽发生器敏感性分析

直流蒸汽发生器内二回路侧的工质水经历了复杂的相变过程,流型转变和传热情况比自然循环式蒸汽发生器要复杂。本文以B&W公司的19管直管式直流蒸汽发生器实验装置为研究对象,采用最佳估算程序RELAP5/MOD3.4对其进行建模分析,研究了节点划分个数、计算时间步长、不同算法和分析方法对计算结果的影响,研究了系统程序RELAP5在分析存在有剧烈相变问题时需注意的不确定性因素。结果表明：应适当增加控制体的划分个数、降低计算时间步长;注意两相流模型的选择使用;注意两种算法的使用场合;同时应选择多通道的分析方法。     

AP1000核电厂蒸汽发生器传热管破裂事故的分析研究

使用RELAP程序对AP1000核电厂蒸汽发生器传热管破裂（SGTR）事故进行了分析研究,证明了AP1000核电站在SGTR事故下,不需要操纵员的干预就能依靠非能动安全系统在破损蒸汽发生器满溢之前终止破口流量。重点研究了不同的事故分析假设条件,如厂外电是否可用以及破损蒸汽发生器的释放阀是否打开后卡在开启位置对事故后果的影响。结果表明,即使在对破损蒸汽发生器满溢最不利的假设条件下,AP1000核电站也能避免破损蒸汽发生器满溢,且存在一定的裕量。     

AP1000核电厂蒸汽发生器传热管破裂事故的分析研究

使用RELAP程序对AP1000核电厂蒸汽发生器传热管破裂（SGTR）事故进行了分析研究,证明了AP1000核电站在SGTR事故下,不需要操纵员的干预就能依靠非能动安全系统在破损蒸汽发生器满溢之前终止破口流量。重点研究了不同的事故分析假设条件,如厂外电是否可用以及破损蒸汽发生器的释放阀是否打开后卡在开启位置对事故后果的影响。结果表明,即使在对破损蒸汽发生器满溢最不利的假设条件下,AP1000核电站也能避免破损蒸汽发生器满溢,且存在一定的裕量。     

压水堆核电站蒸汽发生器传热管破损监测和破裂事故

文中指出,蒸汽发生器排污取样分析及主蒸汽管道外~(16)N 监测是蒸汽发生器传热管破损监测的主要手段。文中还介绍了发生传热管破损后的事故过程及其处理措施。最后对传热管破损事故的审批办法作了介绍.     

秦山核电厂蒸汽发生器传热管破裂事故分析

给出了秦山核电厂蒸汽发生器传热管破裂事故的审评计算结果,对30 min内操纵员不动作的事故特点、影响满溢的参数和操纵员的干预效果作了分析研究。     

套管式直流蒸汽发生器负荷跟动态特性分析

新型核动力装置采用紧凑型的套管式直流蒸汽发生器,根据传热特点,对其热工特性进行了分析。采用主冷却剂平均温度不变和二回路侧蒸汽压力不变的双恒定运行方案及经典PID控制器和负荷跟随运行模式,结合SCDAP/RELAP5/MOD3.4程序,研究了套管式直流蒸汽发生器的动态特性,分析了降负荷时套管式直流蒸汽发生器的动态响应过程。结果表明,通过优化PID控制器参数,对给水流量进行精确控制,可满足蒸汽压力恒定的控制策略,实现双恒定运行方案,使一、二回路的运行达到较好的协调;套管式直流蒸汽发生器升降功率速度快,蒸汽压力稳定,且动态响应时间短。     

主蒸汽管道破裂叠加蒸汽发生器传热管破裂事件树分析

用事件树分析方法对压水堆核电厂主蒸汽管道破裂诱发的蒸汽发生器传热管断裂进行了事故序列分析 ,找出了引起堆芯裸露的支配性事故序列。结果表明 ,由主蒸汽管道破裂诱发的蒸汽发生器传热管断裂导致堆芯裸露的频率为1 04×10-6/堆·年     

直流蒸汽发生器分组运行对流动不稳定的影响

一体化压水堆通常采用多个直流蒸汽发生器（OTSG）,在特定运行条件下,OTSG二次侧会出现流动不稳定现象,如何避免流动不稳定现象的发生是保证OTSG安全、稳定运行的难题。由于OTSG的流动不稳定出现在一定的运行区域,在低负荷时可采用OTSG分组方式运行,以保证运行的OTSG不发生流动不稳定现象。本工作采用RELAP5/MOD3.4程序对系统的运行特性进行分析,在讨论分组运行避开流动不稳定现象的同时,对OTSG分组运行模式在一体化压水堆核动力装置快速变负荷过程中的应用进行了特性研究。结果表明,OTSG分组运行方案可有效地避开流动不稳定区间,保证一体化压水堆核动力装置低负荷工况稳定运行。     

全厂断电引发的严重事故下蒸汽发生器传热管蠕变失效风险研究

全厂断电引发的严重事故若处置不当,可能发展为长期、高压的严重事故进程,此时堆芯冷却系统中的自然循环在导出部分堆芯余热的同时,也增加了蒸汽发生器（SG）传热管、稳压器波动管以及热管段出现蠕变失效的风险。本文基于两环路设计的秦山二期核电厂设计特点,结合蠕变失效风险模型,对全厂断电引发的严重事故后未能执行“严重事故管理导则中向蒸汽发生器注水（SAG-1）”时SG传热管的蠕变失效风险进行了研究,从而为全厂断电引发的严重事故的负面影响提供量化结果,为技术支持中心（TSC）最终决策提供参考依据。分析结果表明,全厂断电引发的严重事故后16 361 s可能出现蠕变失效;自事故后16 610 s,SG传热管出现蠕变失效的可能性均远低于稳压器波动管与热管段,秦山二期核电厂全厂断电引发的严重事故下因SG传热管蠕变失效而导致安全壳旁通的风险很小。     

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。     

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.     

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。     

套管式直流蒸汽发生器动态实时仿真研究

基于基本的流体质量、能量和动量守恒原理,建立了套管式直流蒸汽发生器的动态数学模型。该模型采用集总参数和移动边界的建模方法,将直流蒸汽发生器流道分为欠热段、沸腾段和过热段。采用Gear算法求解,对建立的模型进行稳态和动态仿真,并利用RELAP程序进行校验。结果表明：所建立的模型是正确和有效的,能用来进行直流蒸汽发生器的动态特性实时仿真。     

高温气冷堆蒸汽发生器换热管断裂事故进水量影响因素分析

以清华大学核能与新能源技术研究院设计的250 MW球床模块式高温气冷堆(HTR-PM)为例,对蒸汽发生器换热管断裂事故下影响一回路进水量的一些因素进行了分析.分析结果表明:除了断管位置、破口面积等对一回路进水量有直接影响外,进水量还与泄放管线直径、节流孔直径、泄放阀门选择、泄放系统动作设定等因素有关.合理地选择参数可有效排空蒸汽发生器内存留的水,避免一回路大量进水并减少一回路放射性物质向二次侧泄漏所造成的污染.