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。     

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。     

小型堆二次侧非能动余热排出系统特性计算分析

为提高反应堆安全性,基于自然循环的非能动余热排出系统在小型反应堆中有着广泛的应用。本文基于已完成的小型一体化核动力装置中间回路换热实验,用RELAP5(Reactor Excursion and Leak Analysis Program)对中间回路自然循环运行特性开展了计算分析工作。研究发现,载热功率的程序计算结果与实验数据符合良好,可表征系统的自然循环特性。在余热排出系统中,系统回路的压力由蒸汽发生器（Steam Generator,SG）一次侧平均温度所决定,SG一次侧入口温度、质量流量与冷热源高度差对余热排出系统换热性能影响显著。当SG一次侧入口温度较高时,余热排出系统换热性能对系统回路阻力更加敏感,这些结果为进一步研究小型堆非能动系统提供了有价值的应用。     

二次侧非能动余热排出系统瞬态分析

以AP1000主冷却剂系统为原型,提出了一种二次侧非能动余热排出(PRHR)系统设计方案,并采用RELAP5/MOD3.2程序分析计算了全厂断电事故下该系统的瞬态响应过程,对其余热排出能力进行了评估。此外,根据计算结果分析了影响系统自然循环能力和密度锁内冷热界面稳定性的因素。分析结果表明,合理设计二次侧PRHR系统,可以保证依靠自然循环有效地导出堆芯余热;PRHR系统冷热源中心高度差和密度锁内局部阻力是影响系统工作能力的主要因素。     

200 MW低温核供热堆非能动余热排出系统动态分析

200 MW低温核供热堆的余热排出系统由3个耦合的自然循环回路组成.本文对该系统的热工水力特性进行了理论分析.在一维质量、动量和能量守恒方程的基础上建立了非能动余热排出系统的数学模型,并编制程序对模型进行了数值求解,模拟了非能动余热排出系统的瞬态特性.经验证,该系统的排热能力满足设计要求.     

二次侧非能动余热排出系统实验研究

利用三代核电非能动余热排出实验装置(ESPRIT),开展了华龙1号非能动余热排出系统(PRS)自然循环特性实验。对PRS系统稳态特性实验研究和72 h长期自然循环特性的实验装置、实验工况和实验结果进行了介绍。实验结果表明,PRS系统和冷却器0.5%FP的设计能力是可以达到的,且系统还具有稳定带出0.8%FP堆芯热量的能力,PRS系统能够在无人员干预的条件下安全带出全厂断电事故发生后72 h堆芯热量。     

二次侧非能动余热排出系统设计及验证分析

提出了一种新型非能动余热排出系统(PRHRS)设计方案,该方案以高位水箱为最终热阱,采用在蒸汽发生器二次侧建立自然循环的方式间接地带走堆芯余热。以大亚湾核电站主冷却剂系统为载体,用RELAP5/MOD3.2程序分析了全厂断电事故下,PRHRS的运行特性。结果表明:事故发生后,余热排出系统内可较快地建立起循环流动,带走蒸汽发生器二次侧热量,在一段时间内保证反应堆安全,证明系统设计合理、有效。并分析了换热器布置高度、系统投入时间及换热面积对余热排出系统运行特性的影响。     

非能动余热排出系统二次侧模拟准则数研究

推导得出非能动余热排出系统二次侧自然循环过程的控制方程。选取合理的特征尺度,对方程进行了无量纲化,得到系统的相似准则数。本课题研究的主要特点是对两个相互耦合的自然循环过程的处理,对于能量方程的选取及无量纲化处理比已有类似研究也有所改进。     

二次侧非能动余热排出系统传热能力试验研究

通过搭建试验装置,针对二次侧非能动余热排出系统（ASP）,开展了试验研究。本文对ASP整体性能响应和稳态特性试验研究的试验装置、试验工况、试验结果进行了介绍。试验结果表明,在模拟事故工况下,ASP可稳定建立自然循环,并将回路热量导出,保证系统整体安全性;稳态特性试验中,回路压力为8 MPa时,可导出设计热量,且随压力的升高,导热能力增大,水箱温度对于换热影响较小。     

华龙一号二次侧非能动余热排出系统功能论证

为提升华龙一号安全水平,响应最新法规要求,幵充分吸收福岛核事故经验反馈,华龙一号设计了蒸汽发生器二次侧非能动余热排出系统(PRS),用于应对和缓解全厂断电叠加辅助给水汽动泵失效事故和给水完全丧失事故,实现事故后堆芯余热的长期有效导出。本文通过理论分析全厂断电叠加辅助给水汽动泵失效事故和给水完全丧失事故,确认了设计方案的有效性。     

二次侧非能动余热排出系统设计方案优化研究

针对三代核电厂中的二次侧非能动余热排出系统（PRS）应用于改进型压水反应堆存在限制条件，构成PRS系统的重要构筑物最终冷却水箱距离安全壳较远，使得系统蒸汽和凝水管道较长且布置复杂的情况。本文对PRS系统进行了优化设计，采用ARSAC软件分析模拟计算了初始蒸汽管道隔离阀常关，管道中分别充满了氮气、蒸汽以及水的工况下系统投运后的瞬态过程，并与初始常开工况下投运瞬态结果进行了对比。分析结果表明，各方案均能实现系统功能，在工程可实现性和系统运行稳定性上各有优缺点，结合工程实际，管道中充满氮气的方案有较高的应用价值。     

先进堆非能动余热排出系统MISAP程序验证分析

本文介绍了先进堆非能动余热排出系统专用程序MISAP2.0的理论模型及验证分析结果.结果表明目前MISAP2.0程序已具备了基本的系统、设备模型,也能基本正确地计算典型物理过程,建议在MISAP2.0程序现有的基础上,增加一回路系统模块,并在应急给水箱模型和空气冷却器模型中增加蒸汽与过冷水接触的界面冷凝模型.经过进一步的试验评估验证后,该程序可以用于先进堆非能动余热排出系统原型和试验装置的设计和分析.     

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。     

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。     

二次侧非能动余热排出系统自然循环特性瞬态实验研究

利用三代核电非能动余热排出实验装置(ESPRIT)对华龙1号反应堆的二次侧非能动余热排出系统(PRS)的自然循环特性进行了瞬态实验研究。实验在原型工况、提升功率工况和提升阻力工况下开展。通过本试验研究,获得了华龙1号反应堆核电厂全厂断电事故工况下,PRS系统的响应特性和运行能力。实验数据证实,PRS系统事故冷却水箱(水池)设计容积满足系统启动后72 h的排热要求。功率提升6%后,水池依然有足够的冷却能力。原型阻力提升50%后,系统压力始终高于原型阻力工况。试验过程中一直存在有效的自然循环,在水池作用下,系统温度和压力持续降低。     

二次侧非能动余热排出系统特性参数影响因素实验研究

利用三代核电非能动余热排出实验装置(ESPRIT),针对中核集团自主研发的三代核电华龙1号(ACP1000),开展了华龙1号非能动余热排出系统(PRS)特性参数影响因素实验研究。本文对实验装置、实验工况和实验结果进行了介绍。实验结果表明:系统阻力实验参数范围内,PRS均能够在无人员干预的条件下安全带出全厂断电事故发生后72 h堆芯热量;40%~160%额定换热面积范围内冷却器和单个系列PRS均具有稳定带出0.8%FP(满功率)堆芯热量的能力;实验范围内蒸汽发生器(SG)水位对同一功率稳定后压力和蒸汽温度的影响并不显著。     

基于RELAP5的二次侧非能动余热排出系统敏感性研究

应用RELAP5/MOD3.3程序对二次侧非能动余热排出系统(PRS)的启动方式、换热器换热面积、流动阻力等参数进行敏感性分析。结果表明:补水启动和液柱启动2种启动方式对PRS系统瞬态运行特性的影响不大;37.5%传热面积工况下,补水箱的排放流量较标准工况会相应增大,排空时间也会相应缩短;2倍局部阻力工况下,补水箱的排放流量较标准工况小,排空时间延长了近1000 s。     

TACR非能动慢化剂余热排出系统消除不稳定性研究

为了解决非能动慢化剂余热排出系统的不稳定性,本文对原系统结构设计进行了更改,并采用cATHENA程序模拟了在失流事故工况下改进后的系统排热能力.对模拟计算的结果分析表明,改进后的非能动慢化剂余热排出系统能够保证反应堆安全,并且消除了系统中的不稳定性.     

先进堆非能动余热排出系统综合试验研究

介绍了先进堆非能动余热排出系统综合试验研究的试验装置和冷热芯位差阈值研究结果、稳态试验研究结果、瞬态特性分析结果,以及MISAP2.0程序改进、验证结果。试验研究结果可为先进压水堆核电站非能动余热排出系统原型设计(系统布置、设备容量和系统启动方式等)提供试验依据,并为舰船核动力装置非能动余热排出系统的研究与设计提供可参考的试验数据,开发的具有自主知识产权的MISAP2.0程序为我国自行设计先进堆非能动余热排出系统提供了必要的设计手段。