非凝性气体于竖直壁面处冷凝传热压力特性影响机理研究

非凝性气体于竖直壁面处冷凝传热的研究对一体化压水堆汽-气稳压器的瞬态调节以及紧凑型安全壳余热排出进程具有重要影响,当前对含有非凝性气体的蒸汽竖直壁面冷凝传热中压力的影响特性研究较少。基于传热传质比拟方法,采用适用于高压的改进扩散层模型对汽-气竖直壁面冷凝传热的压力影响进行研究。研究发现,基于传热传质比拟方法改进的扩散层模型与已有的实验结果基本一致,适用于较高压力汽-气竖直壁面冷凝传热系数的预测;总压的增加对存在非凝性气体的冷凝传热具有促进作用,这种促进作用随总压的增加逐渐减弱;在一定压力范围内(0.1~7.0 MPa),存在压力分界点pc,在压力影响分界点以下的低压力区域(0.1 MPa~pc)为压力影响敏感区,在压力影响分界点以上的高压力区(pc~7.0 MPa)为非敏感区。同时,本文还对非凝性气体的种类和含量对蒸汽在竖直壁面处冷凝传热过程的影响进行了分析,从气体扩散系数方面进一步分析了造成影响差异的原因。     

核电厂稳压器水封结构数值模拟研究

建立了含不凝性气体的气-液两相流三维计算流体力学(CFD)模型,运用Fluent软件对核电厂稳压器新型水封结构流场进行模拟,通过水密封建立过程中稳压器压力和不凝性气体含量的影响分析,研究了水密封建立过程的热工特性。结果表明,对于新型水封结构,水密封建立时间随稳压器压力的增大而缩短,随不凝性气体含量的增大而增长。     

含有非凝性气体的蒸汽凝结数值模拟研究

非凝性气体对蒸汽的凝结过程有明显影响,导致凝结流量减小,进而导致凝结传热系数降低。本文采用CFD方法模拟含有非凝性气体的蒸汽凝结,并与现有实验数据进行比较。结果表明CFD数值计算结果精度较好,证明了用多相流模型的方法处理非凝性气体影响凝结问题的可行性。本文还讨论了蒸汽分压、非凝性气体的质量浓度等对蒸汽凝结过程中传热系数的影响及凝结过程对温度场、速度场分布的影响。     

一体化汽-气稳压器动态特性研究

低温核供热堆二代(NHR-Ⅱ)是清华大学自主研发的反应堆,采用汽-气稳压器稳压方式。本文建立汽-气稳压器计算模型,通过与汽-气稳压器涌入实验数据进行比较验证,表明计算模型可较好地预测汽-气稳压器的动态特性。基于此计算模型,对采用一体化汽-气稳压器的NHR-Ⅱ系统稳压动态特性进行研究,结果表明NHR-Ⅱ动态功率调节过程中,系统压力和温度均出现滞后现象;在压力变化滞后阶段堆芯出口过冷度会急剧下降,但堆芯出口最小过冷度仍在安全范围内,系统安全。     

一回路氮气稳压系统瞬态模拟研究

基于氮气稳压基本原理,采用集总参数法开发了氮气稳压系统瞬态模拟程序,该模型突破了现有独立稳压器模型的局限,实现了一回路系统与氮气稳压器的直接耦合,并采用浮动式核电站氮气稳压系统试验数据对程序进行了验证。在此基础上,提出了一种基于敏感性分析的氮气稳压系统设计方法,与现有设计方法相比,该设计方法可以得到氮气稳压系统的优化配置方案,同时通过适配性设计,可以确保氮气稳压系统在启动过程中,压力不超过一回路系统温度压力限制曲线。      

竖直管束外含空气蒸汽冷凝的实验研究

本文对竖直管束及单管的管外冷凝换热进行了实验研究,分析了管壁面过冷度、混合气体压力和不凝性气体含量对管束外冷凝传热性能的影响,对比了管束与单管的传热特性,给出了管束外冷凝传热系数的计算关联式。研究结果表明,管束的平均冷凝传热系数随过冷度的增大而减小,随混合气体压力的增大而增大,随不凝性气体质量分数的增加而减小。在混合气体高压力、低不凝性气体含量时管束的传热效果明显优于单管。关联式计算值与实验值误差范围小于±10%。     

小型压水堆稳压器控制特性研究

核电厂反应堆瞬态变化过程中,稳压器(PZR)体积越小,相同波动流量引起稳压器压力和水位变化越剧烈。这种现象会使得稳压器内压力和水位之间耦合增强,导致执行机构频繁动作,系统稳定性变差,甚至出现不稳定运行。应用Matlab软件建立稳压器两区非平衡模型,推导适用于控制系统设计的主冷却剂与稳压器耦合计算方程,进行小型压水堆稳压器压力-水位耦合特性研究。利用对角矩阵法设计解耦补偿网络,最后采用频域方法进行稳压器控制特性的初步研究。     

基于混合遗传算法的稳压器优化设计

本文建立了电加热式稳压器容积及重量计算的数学模型,编制了相应的计算机程序,在此基础上,对稳压器容积及重量受一回路运行压力和反应堆冷却剂出口温度影响的敏感性进行了分析。在选取合理的优化变量及约束条件后,利用混合遗传算法对稳压器重量进行了优化设计,计算结果显示,与原方案相比,采用优化方案后稳压器重量减小了153%,优化效果显著。     

流速对含不凝气体的蒸汽冷凝的影响

蒸汽在安全壳内壁面上的冷凝是事故发生后安全壳内的气体向壳壁传热的主要方式,是影响钢制非能动安全壳压力响应的重要因素。针对事故后核电厂安全壳内的事故工况条件,在较宽的参数范围内开展了蒸汽冷凝传热过程的试验研究。试验压力为0.11~0.5 MPa(d),主流空气质量分数为29%~78%、壁面过冷度为26~60℃,混合气体平均流速0.4~1.9 m/s。试验结果表明:在0.9 m/s以下的低流速范围内,试验数据与经验关系式的计算结果符合较好;流速高于0.9 m/s时,流速成为影响含有不凝性气体的蒸汽凝结传热的主要因素之一;主流空气质量分数较低时,流速对含有不凝性气体蒸汽冷凝的传热系数的影响更加显著;对于伴有蒸汽冷凝的对流换热过程,由自然对流向混合对流转变的判据与单相对流换热过程不同。     

低温精馏分离H2/HT/T2理论研究

对有侧线反馈的H2/HT/T2低温精馏分离过程进行理论计算,获得了各组分浓度在再沸器和冷凝器中随时间的动态变化和在精馏柱上的空间分布.研究了操作压力和回流比对系统分离性能的影响.当压力从0.06 MPa升至0.12 MPa时,精馏柱上的温度整体抬升约2 K,同时,压力对脱氚率有显著影响,当压力升至0.12 MPa时,脱氚率降低至81%.回流比对提高脱氚率有显著作用,回流比超过5后,脱氚率超过99%.     

高压条件下含有非凝结性气体的水蒸气凝结传热模型研究

研究高压条件下含有非凝结性气体的水蒸气凝结传热过程对于小型堆的安全非常重要。当前对这一物理过程的研究集中于压力较低的工况,高压条件下的研究尚不成熟。本文建立了一种适用于高压条件下含有非凝结性气体的水蒸气自然对流凝结传热理论模型,使用真实气体状态方程求解扩散方程中摩尔浓度梯度和分压梯度之间的关系,取代了前人方法中的理想气体假设。计算结果与已有的实验数据吻合较好,证明本方法可用于小型堆紧凑型安全壳和汽 气稳压器等安全级设备的热工分析。     

Research on the steam–gas pressurizer model with Relap5 code

Steam–gas pressurizers are self-pressurizing, and since steam and noncondensable gas are used to sustain their pressure, they experience very complicated thermal–hydraulic phenomena owing to the presence of the latter. A steam–gas pressurizer model was developed using Relap5 code to investigate such a pressurizer's thermal–hydraulic characteristics.The important thermal–hydraulic processes occurring in the pressurizer model include bulk flashing, rainout, wall condensation with noncondensable gas, and interfacial heat and mass transfer. The pressurizer model was verified using results from insurge experiments performed at the Massachusetts Institute of Technology. It was found that noncondensable gas was one of the important factors governing the pressure response, and the accuracy of the developed model would change with different mass fractions and types of noncondensable gas.     

水蒸气对氢气燃烧影响的数值研究

核电站严重事故下,氢气的燃烧风险是影响安全壳完整性的重要因素,而水蒸气的存在对氢气、空气混合气体的燃烧会产生重要的影响。本文采用CAST3M软件,对局部小空间内氢气的燃烧特性以及水蒸气的影响进行研究。首先对THAI装置的典型实验工况进行模拟,表明了相关燃烧模型的可用性。然后将高度为6 m、直径为2.2 m的圆柱空间作为燃烧域,对其分别计算了8%、10%、12%氢气浓度下的燃烧,并与添加25%水蒸气的相应工况进行了对比。通过对燃烧域的温度、压力以及火焰传播速度的分析,表明添加水蒸气后燃烧产生的最大压力下降,火焰的最大温度下降,火焰传播的速度下降。研究表明,水蒸气的存在对氢气的燃烧具有抑制作用,能有效降低氢气燃烧产生的后果。     

不凝结气体对蒸汽浸没射流压力振荡强度的影响

对含不凝结气体（空气）的蒸汽浸没射流压力振荡特性进行了实验研究。研究发现,含有少量不凝结气体时,蒸汽浸没射流凝结形态发生显著变化。含不凝结气体的压力振荡强度较纯蒸汽时明显变小,但含有少量不凝结气体的压力振荡强度随空气质量分数的增加整体呈缓慢上升趋势。压力振荡强度随径向距离的增加而单调减小,随轴向距离的增加先增大后逐渐减小,存在压力振荡峰值,且随空气质量分数的增加,压力振荡峰值位置沿轴向后移。压力振荡峰值位置在轴向无量纲距离X=3和X=12之间。不同过冷水温度下,压力振荡峰值随空气质量分数变化的趋势不同。压力振荡峰值的位置即压力振荡最强的位置位于核心汽羽的尾部。     

Condensation heat transfer characteristic in the presence of noncondensable gas on natural convection at high pressure

The steam-gas pressurizer in integrated small reactors experiences very complicated thermal-hydraulic phenomena. Especially, the condensation heat transfer with noncondensable gas under natural convection is an important factor to evaluate the pressurizer behavior. However, few studies have investigated the condensation in the presence of noncondensable gas at high pressure. In this study, therefore, a theoretical model is proposed to estimate the condensation heat transfer at high pressure using the heat and mass transfer analogy. For the high pressure effect, the steam and nitrogen gas tables are used directly to determine the density of the gas mixture and the heat and mass transfer analogy based on mass approach is applied instead of that based on the ideal gas law. A comparison of the results from the proposed model with experimental data obtained from Seoul National University indicates that the condensation heat transfer coefficients increase with increasing system pressure and with decreasing mass fraction of the nitrogen gas. The proposed model is also compared with other conventional correlations proposed in the literature. The proposed model demonstrates the capability to predict the condensation heat transfer coefficients at high pressure better than any other correlation. Finally, the condensate rate is compared to verify the application of the heat and mass transfer analogy at high pressure. The comparison results confirm that the heat and mass transfer analogy can be applied to evaluate the condensation heat and mass transfer at high pressure.     

安全壳冷却系统蒸汽冷凝传热研究综述

为保证事故条件下核电厂安全壳的完整性,新一代核电厂广泛采用安全壳冷却系统对事故中释放的蒸汽进行冷却,达到持续稳定导出堆芯蓄热与衰变余热的目的。含不凝性气体（空气、氢气等）的蒸汽在安全壳换热壁面上的冷凝传热成为疏导安全壳内部热量的重要手段。本工作对核电厂事故条件下含不凝性气体蒸汽的冷凝传热进行综述研究,深入全面分析传热过程,提出针对性意见,为核电厂安全壳冷却系统的热工水力研究奠定了基础。     

TRANTH软件基于稳压器安全阀组流量试验的确认与评估

热工水力瞬态分析软件TRANTH用于分析核电厂安全性,其中,考虑了两区质量守恒和能量守恒的关键模型之一稳压器模型可对稳压器安全阀、释放阀、电加热器、喷淋和相关系统进行模拟。在软件开发完成后需进行相关软件验证,故结合方家山核电厂1号机组稳压器安全阀流量试验数据和软件模拟结果,验证稳压器模型。结果表明,模拟计算结果与现场试验数据符合度高,模型精度满足工程设计要求。      

超临界水冷堆述评

超临界水冷堆(SCWR)是在高于水的临界点（374℃，22.1MPa）的温度和压力下运行的反应堆。相对于传统的轻水堆，它的热效率显著提高，可达45％。由于冷却剂在超临界状态下不发生相变，可直接与能量转换设备相联，从而简化了反应堆的结构。在SCWR中不需再循环和射流泵、稳压器、蒸汽发生器、汽水分离器和干燥器。它的主要特点是经济性好。     

一维开式自然循环系统分析程序的实验验证

基于华龙一号非能动安全壳热量导出系统（PCS）综合性能实验装置实验结果,对采用基于漂移流模型开发的华龙一号PCS程序（PCS?NCCP）进行验证,对比分析了设计工况及非设计工况下PCS?NCCP程序计算值与实验值之间的误差。结果显示,所开发的PCS?NCCP程序能模拟PCS的排热能力、稳态运行特性和动态响应特性,程序计算值能很好地跟踪实验的趋势和幅值变化,绝大部分计算误差落在±20%范围内,验证了PCS?NCCP程序的准确性。