钠冷快堆蒸汽发生器小泄漏事故中氢迁移行为研究

钠冷快堆采用钠-钠-水/蒸汽三回路传热模式,二回路钠与三回路水/蒸汽通过蒸汽发生器实现热交换。蒸汽发生器中传热管的微小破损都可能导致钠水反应。为了有效扼制小泄漏事故的扩展,需要及时发现泄漏的发生。本文建立了钠冷快堆蒸汽发生器小泄漏钠水反应一维计算模型,采用Fortran语言编写了一维分析程序,用于计算小泄漏钠水反应氢气产生、迁移过程,并与参考文献计算结果进行了对比。最后,针对蒸汽发生器一根传热管破损分析了泄漏率、钠温对氢离子和氢气在二回路钠中迁移行为的影响。可为钠冷快堆二回路小泄漏探测系统的布置提供参考。     

欧洲铅冷快堆水平螺旋管式蒸汽发生器热工水力性能分析

以欧洲铅冷堆（ELSY）水平螺旋管式蒸汽发生器（HST-SG）为研究对象,结合其结构参数和运行参数,选取了合适的传热阻力模型开发了一维稳态热工水力计算程序,采用该程序首先对ELSY HST-SG进行校核计算,以验证程序计算的准确性,再结合计算结果,对ELSY HST-SG热工水力性能进行详细分析,并针对不同运行参数开展对比分析研究。分析结果表明,ELSY HST-SG各项参数选择合理,热工水力性能优良,结构紧凑。因此,该程序可用于ELSY HST-SG的设计开发和性能分析。     

基于老化降质的自然循环蒸汽发生器改进设计研究

基于自然循环蒸汽发生器传热管的各种老化降质机理,对蒸汽发生器的改进设计进行了分析研究。研究结果表明,通过选择I-690TT作为传热管材料、加装排污装置、采用三叶或四叶梅花孔型管束支承板、在U型弯头区加装V型防振条结构以及给水采用全挥发处理等措施,可有效避免或缓解自然循环蒸汽发生器常见的各种老化降质。     

自然循环条件下蒸汽发生器U型传热管倒流分布特性的实验研究

在自然循环工况下蒸汽发生器一次侧入口流量为0.4~0.7 kg/s的参数范围内,开展了蒸汽发生器U型传热管倒流特性实验。针对9种不同长度的U型传热管,分别设置9个倒流监测点,获得了倒流在不同长度U型管中的分布特性。基于传热管压降实测数据和守恒原理,获得了蒸汽发生器一次侧的倒流总流量以及倒流U型管的数目。结果表明,在本实验参数范围内,约有61%的U型管发生倒流,使传热管正向流通面积减小为原来的39%。倒流同时导致正流流量增加60%,与不发生倒流的情况相比,U型管平均流速增大4.2倍。      

自然循环工况下蒸汽发生器传热管一、二次侧温差估算

为确保事故后的堆芯冷却,建立数学模型对自然循环工况下蒸汽发生器传热管一、二次侧温差分布情况进行计算,并研究自然循环流量、衰变热水平、二次侧压力等对温差分布的影响。本实验结果可为蒸汽发生器传热管应力分析提供输入,为制定合理的事故处理策略提供依据。     

自然循环工况下蒸汽发生器U型管中倒流特性研究

在自然循环低流量工况下,会有部分U型管内流体处于倒流状态,等效增加蒸汽发生器的阻力系数,使得回路自然循环流量低于不考虑倒流时的理论预测值。本文从一维动量方程出发,分析U型管内流体稳定正向流动的限制条件,在此基础上,结合蒸汽发生器U型管和回路的质量、能量方程,分析自然循环回路内流体处于稳定流动状态时倒流份额的范围,并探讨回路局部阻力系数和U型管数目对倒流份额的影响。结果表明,回路局部阻力系数和U型管数目的减小均有助于减小倒流份额。     

耦合S-CO2布雷顿循环的自然循环铅冷快堆控制策略研究

自然循环铅冷快堆与超临界二氧化碳（S-CO₂）布雷顿循环耦合发电系统是未来先进核能系统的发展方向。基于Apros软件搭建了该耦合发电系统的动态模型,并设计了2种反应堆控制方案,一种为参考压水堆堆芯功率控制系统的常规控制方案,另一种为添加控制棒棒位限制的补偿控制方案。研究结果表明,在3%FP/min（FP为满功率）的小变负荷速率下,2种控制方案下的负荷跟随动态偏差皆在−2%~1%之间,但对于堆芯出口冷却剂温度的稳定,补偿控制方案优于常规控制方案;在6%FP/min~18%FP/min的大变负荷速率下,常规控制方案下的堆芯出口温度变化幅度为−40~0℃,而补偿控制方案下的堆芯出口温度的变化幅度为−5~2℃。因此,补偿控制方案可作为自然循环铅冷快堆控制的有效手段。     

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。     

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。