非能动余热排出系统数学模型研究与运行特性分析

利用某型核动力装置非能动余热排出系统1:10原理性试验的8个稳态工况、6个启动工况的试验数据,验证RELAP5/MOD3.2程序对本类型非能动余热排出系统的适用性。结果表明:垂直管内蒸汽凝结换热系数对两相流自然循环的流动与传热影响大;RELAP5/MOD3.2程序过低估算了垂直管内蒸汽流速对蒸汽凝结换热系数的影响,计算结果与试验结果偏差大。对RELAP5/MOD3.2程序垂直管内的蒸汽凝结换热模型进行修正,修正后的计算结果与试验值基本吻合;采用RELAP5程序对垂直管内两相流自然循环传热进行计算,须选择热前沿跟踪模型。对非能动余热排出系统的稳态与瞬态运行特性进行分析,理论计算与试验结果均表明:稳态工况下,系统可以实现稳定的两相流自然循环,系统排热能力受蒸汽发生器水位的影响大,冷却水入口温度与系统压力的影响相对较小;系统的启动特性良好,可快速地建立环路的自然循环,带走反应堆的衰变热。     

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。     

针对REPEC加热实验的RELAP5程序模拟与分析

为研究压力容器外部流道的冷却能力及流动传热过程,在反应堆压力容器外部冷却(REPEC, Reactor Pressure vessel External Cooling)实验台架前期加热实验的基础上,采用RELAP5程序对实验工况进行模拟和对比。模拟结果与实验数据一致性较好。随加热热流、进出口面积的增加,系统内自然循环流量也增加;入口欠热度对自然循环流量的影响不是很明显;近饱和沸腾条件下,系统出现明显的两相不稳定流动。     

反应堆内局部自然循环对非能动余热排出的影响

为研究反应堆堆内局部自然循环对非能动余热排出的影响,利用改进的RELAP5/MOD3.2程序对核动力装置及非能动余热排出系统进行数学建模与理论研究,并利用试验数据进行了校核。研究表明：在核动力装置自然循环运行条件下,由于反应堆上封头旁流及反应堆入口漏流通道的存在,在反应堆活性区、上封头、环腔及下腔室之间构成了局部自然循环流动现象;在主回路自然循环能力较弱时,堆内产生的局部自然循环流动占优,反应堆衰变热无法顺利带出。     

基于修改后RELAP5/MOD3.2的氟盐高温堆实验回路分析

大型热工流体整体效应系统实验(CIET)台架是为模拟氟盐冷却高温堆(FHR)热工水力响应而设计的实验回路,采用DOWTHERM A模拟氟盐作为冷却剂。通过在RELAP5/MOD3.2程序中加入DOWTHERM A物性参数以及传热关系式,计算FHR实验回路CIET在两种工况下的热工水力行为,并与实验结果进行对比,计算工况包括强迫循环条件与自然循环条件。计算结果表明:在强迫循环条件下,堆芯热量主要靠盘管式空气换热器(CTAH)排出,堆芯进出口冷却剂温度及CTAH出口冷却剂温度与实验值符合良好,CTAH进口冷却剂温度与实验值有些微偏差;在自然循环工况中,堆芯热量主要通过DHX与堆芯辅助冷却系统(DRACS)回路的换热带走,DHX及DRACS的流量与实验值接近,相对误差在10%左右,验证了修正后RELAP5/MOD3.2的正确性。     

采用非能动余热排出系统实验数据对RELAP5程序的评价

利用非能动余热排出系统1∶10原理性实验台架的稳态实验与启动实验数据,对RELAP5/MOD3.2程序进行评估。结果表明：对于本原理性实验系统,RELAP5/MOD3.2程序过低估算了蒸汽流速对蒸汽凝结换热系数的影响,因而,程序中垂直管内的蒸汽凝结换热系数偏小,计算结果与实验结果偏差大。对RELAP5/MOD3.2程序垂直管内蒸汽凝结换热模型进行了修正,修正后的计算结果与实验值基本吻合。评价结果表明：采用RELAP5/MOD3.2程序对该类型的非能动余热排出系统进行计算,需对程序中垂直管内的蒸汽凝结换热模型进行修正。     

蒸汽发生器内二次侧水位对倒U型管内倒流特性的影响分析

在自然循环条件下,蒸汽发生器(SG)倒U型管内的流体流动会不稳定,可造成一部分倒U型管内流体处于倒流状态。基于Boussinesq假设,建立了与SG二次侧水位有关的倒U型管内流体一维守恒控制方程,采用线性微扰理论分析SG二次侧水位对倒U型管内倒流特性的影响,并采用RELAP5/MOD3.2程序进行了数值模拟。结果表明:在一定倒U型管进口条件下,SG二次侧水位的降低使倒U型管内流动的特征压降增大,特征流量减少,稳定性参数增加,相对于正常水位时更易不稳定,倒流更易发生,长管较短管更易发生倒流。     

某游泳池式反应堆全厂断电事故分析

采用RELAP5/MOD3.3程序对某游泳池式反应堆的全厂断电事故工况进行计算,对堆内冷却剂流动逆转过程进行了模拟计算,并对全厂断电事故下堆芯漏流和组件间流动等相关参数对流动逆转的影响进行了深入分析。结果表明,该反应堆在失去全部强迫流动的情况下,能形成足够的自然循环流量,以导出堆芯余热,燃料组件不会发生破损。     

倾斜条件下一体化反应堆模拟回路单相自然循环实验与数值研究

对一体化反应堆模拟回路开展倾斜条件下单相稳态自然循环实验,并应用RELAP5程序进行数值模拟。结果表明:应用RELAP5 MOD3.2程序可以准确预测倾斜条件下的自然循环流量;模拟回路横倾时,位于高处的换热器一次侧流量大于低处的,换热器偏离加热段的角度越大,两侧换热器一次侧流量差别越大;纵倾时一回路各段质量流量变化规律一致,质量流量随纵倾角度增大而显著减小;相同热工工况,相同倾斜角度的横倾与纵倾,二者的总循环流量非常接近。     

RELAP5／MOD2和CATHARE两相临界流模型的评价

分析和评价了2个程序中的两相临界流模型。指出RELAP5/MOD2在上游低欠热度或低含汽率条件下计算的临界流量偏低并不能反映几何尺寸(L/D)对临界流量的影响。CATHATE临界流模型较完善,它计算的临界流量与实验符合得很好。建议用非均匀热不平衡声速来修改RELAP5/MOD2的两相临界流判据,或者补充短喷管和孔板的临界流量实验关系式或实验数据,以改正RE-LAP5/MOD2的上述2个缺点。     

自然循环棒束形通道流动不稳定性起始点研究

针对自然循环条件下3×3棒束形通道内流动不稳定性起始点（OFI）进行了实验和RELAP5数值模拟研究。通过对实验数据进行处理,得出了计算自然循环条件下棒束形通道内OFI对应的热流密度的经验关系式,计算的最大相对误差为20.10%。运用驱动力方法分析了OFI的产生原因,计算结果表明：棒束形通道加热段出口处因过冷沸腾产生气泡,使得自然循环冷热段密度差大幅增大,进而使总驱动力增大,最终促使了OFI的产生。RELAP5对于低压自然循环OFI计算适用性好,其对OFI的计算结果较实验结果更不保守。     

低压高过冷度下自然循环流动不稳定性实验研究

对具有长直上升段的自然循环系统,开展了流动不稳定性实验研究。同时,详细分析了低压、高入口过冷度条件下典型的流动不稳定现象。实验表明：自然循环系统的结构、流体的热边界条件会影响自然循环的运行特性及流动不稳定性类型。较高入口过冷度下,高热流密度导致系统脱离稳态后,很难重新回到稳定的两相自然循环流动状态。随着热流密度的提高,系统会经历间歇沸腾、复合动态流动不稳定性等状态。依据实验结果得到了高入口过冷度下的不稳定性边界图。在两相振荡期间,自然循环驱动压头和回路阻力的主要影响因素集中在长直上升段和加热段。加热段出口积聚的大量气泡对上、下游流体的强烈挤压作用是流量大幅振荡及逆流的主要原因。     

Capability of the RELAP5 code to simulate natural circulation behavior in test facilities

Many advanced reactor designs incorporate passive systems mainly to enhance the operational safety and possible elimination of severe accident condition. Some reactors are even designed to remove the nominal fission heat passively by natural circulation without using mechanical pumps e.g. ESBWR, AHWR, CHTR, CAREM, etc. while in most other new reactor concepts, the decay heat is removed passively by natural circulation following the pump trip conditions. The design and safety analysis of these reactors are carried out using the best estimate codes such as RELAP5, TRAC and CATHARE, etc. These best estimate codes have been developed for pumped circulation systems and it is not proven about their adequacy or applicability for natural circulation systems wherein the driving mechanism is completely different. Some of the key phenomena which are difficult to model but are significantly important to assess the natural circulation system performances are – low flow natural circulation mainly because the flow is not fully developed and can be multi-dimensional in nature; flow instabilities; critical heat flux under oscillatory condition; flow stratification particularly in large diameter vessel; thermal stratification in large pools; effect of non-condensable gases on condensation, etc. Though, these best estimate codes use a six equation two-fluid model formulation for the thermal-hydraulic calculation which is considered to be the best representative of two-phase flows, but their accuracies depend on the accuracies of the models for interfacial relationships for mass, energy and momentum transfer which are semi-empirical in nature. The other problem with two-fluid models is the effect of ill-posedness which may cause numerical instability. Besides, the numerical diffusion associated due to truncation of higher order terms can affect the prediction of flow instabilities. All these effects may lead to inability to capture the important physical instability in natural circulation systems and instability characteristics i.e. amplitude and frequency of flow oscillation. In view of this, it is essential to test the capability of these codes to simulate natural circulation behavior under single and two-phase flow conditions before applying them to the future reactor concepts.In the present study, one of the extensively used best estimate code RELAP5 has been used for simulation of steady state, transient and stability behavior of natural circulation based experimental facilities, such as the High-Pressure Natural Circulation Loop (HPNCL) and the Parallel Channel Loop (PCL) installed and operating at BARC. The test data have been generated for a range of pressure, power and subcooling conditions. The computer code RELAP5/MOD3.2 was applied to predict the transient natural circulation characteristics under single-phase and two-phase conditions, thresholds of flow instability, amplitude and frequency of flow oscillations for different operating conditions of the loops. This paper presents the effect of nodalisation in prediction of natural circulation behavior in test facilities and a comparison of experimental data in with that of code predictions. The errors associated with the predictions are also characterized.     

HFETR自然循环能力分析研究

针对高通量工程试验堆（HFETR）的运行特点,本文利用RELAP5/MOD3程序对HFETR进行了数值建模,并结合反应堆实际运行工况,采取了阶跃升功率法和积分功率法分析了系统压力和压力壳平均水温对HFETR最大自然循环能力的影响。结果表明：系统在常压和带压工况下,HFETR的最大自然循环能力分别为0.9、2.0MW。自然循环能力随运行压力的升高而增大,随压力壳水温的升高而降低。本文基于计算数据与理论推导提出了预测不同平均水温下最大自然循环能力的关系式,该公式具有指导反应堆实际运行的工程意义。     

摇摆运动条件下自然循环温度波动特性

1.西安交通大学动力工程多相流国家重点实验室,陕西西安 710049;2.哈尔滨工程大学核科学与技术学院,黑龙江哈尔滨 150001     

摇摆条件下两环路自然循环回路特性分析

在海上小型堆设计中,需要考虑海洋运动条件对热工水力特性的影响。本文建立了海洋运动条件下的附加惯性力模型,并将该模型应用于RELAP/SCDAP程序中,得到了适用于海洋运动条件下的系统分析程序,利用修改后的RELAP5程序,分析了在摇摆条件下自然循环回路的热工水力特性。分析结果表明,摇摆条件下,自然循环回路的平均流量小于静止条件下的自然循环流量,环路流量波动滞后于横摇运动,冷却水温波动滞后于环路流量波动,摇摆幅值越大,频率越高,流量波动幅值越大。当摇摆较剧烈时,环路上出现倒流现象。增加加热功率或提高冷热源之间高度差可增加系统的自然循环驱动力,减小横摇运动对自然循环的影响。     

基于RELAP5的ERVC两相自然循环能力研究

利用RELAP5程序建立压力容器外部冷却（ERVC）系统模型,在水淹平衡条件下分析不同的安全壳内压力、冷却水过冷度、加热功率和水淹水位对系统两相自然流动能力的影响,找到各工况下的临界过冷度和不稳定性边界。结果表明：AP1000的ERVC系统设计具有很大裕量,仅依靠自然循环就可通过下封头对熔池进行有效冷却;安全壳内压力越高、冷却水过冷度越低、加热功率越大、水淹水位越高,两相自然循环流量越高。但当加热功率水平较低时,压力对临界过冷度影响不大;冷却水过冷度低于临界值时,会发生剧烈的倒流和流量震荡现象;当水淹水位低于5.5 m时,不能建立稳定的两相自然循环流动。     

基于RELAP5的单通道自然循环流动不稳定性分析

针对某一自然循环实验,利用RELAP5程序对其建模,并进行数值分析,得出了该系统的流动不稳定性边界。对不同压力和不同上升段结构尺寸下的流动不稳定性边界及流量振动曲线进行了比较,分析了原因。最后,讨论了欠热沸腾对自然循环流动不稳定性的影响。研究结果可为自然循环系统的工程设计提供一定的借鉴。