中国实验快堆蒸汽发生器首次进水试验分析研究

中国实验快堆(CEFR)作为中国第一座钠冷快中子反应堆,蒸汽发生器作为分隔二回路和三回路器的重要设备,其运行的稳定性、可用性对于中国实验快堆的稳定运行具有重要意义。中国实验快堆蒸汽发生器首次进水试验验证了蒸汽发生器具备了在低功率下运行的完整性、可用性、稳定性和良好的传热性能。根据记录数据就钠侧和水侧的对流换热进行了热平衡校核计算,计算结果表明了本次试验钠侧和水侧换热量平衡,计算结果表明在低流量、低钠温的运行工况下水侧为主要换热热阻,该热阻值可以由格尼林斯基(Gnielinski)公式确定。     

中国实验快堆蒸汽发生器启动工况研究

中国实验快堆蒸汽发生器为直流式,启动方式与压水堆核电厂的有较大区别,启动过程较为复杂。本文对中国实验快堆蒸汽发生器启动工况进行了研究,并将运行参数与理论设计参数进行了比较。结果表明,运行参数理论计算值与试验值基本吻合。提出了蒸汽发生器启动运行的优化方案,以指导运行人员操作,有效地保障了中国实验快堆功率运行试验的开展。     

快堆电站蒸汽发生器中小泄漏探测系统的设计

文章描述和分析了用于快堆电站蒸汽发生器小泄漏探测的扩散型微氢探测系统,建立了钠-水反应和氢通过镍膜扩散的理论模型。在实验数据的基础上对本系统的灵敏度、响应时间、机械性能和稳定性进行了讨论和评价,结果表明国内自行研制的镍管具有良好的机械性能和透氢性能,本系统能够满足快堆电站的要求。     

快堆蒸汽发生器沸腾传热恶化引起的热应力计算和分析

快堆管壳式直流蒸汽发生器发生沸腾传热恶化是不可避免的,由此引起的传热管管壁温度波动会使传热管受到疲劳破坏。研究蒸汽发生器的沸腾传热恶化及热疲劳破坏的实验昂贵,难度较大。本文依据国外已发表的实验结果,建立蒸汽发生器沸腾传热恶化发生时传热管管壁温度及热应力的分析模型,应用数值方法求解,对蒸汽压力、质量流速、钠汽温差变动的影响进行了讨论并给出了主要结论。     

快堆蒸汽发生器声学泄漏探测技术的研究：I.系统信号特性

根据在实验Ｎａ回路上的实验结果，分析了快准电站蒸汽发生器中Ｎａ噪声，Ｈ２Ｏ噪声，泵和风机噪声等泄漏信号和背景噪声的时域，频域特性，对泄漏噪声的提取方法提出了设想，为提高泄漏探测系统的灵敏度提供了实验依据。     

快堆蒸汽发生器热力参数对泄漏探测系统响应特性的影响

研究建立了水泄漏引起的钠水反应产物在快堆蒸汽发生器和取样支路传输扩散的一维数学模型,分析了蒸汽发生器流量、钠温度和取样支路流量对泄漏探测系统响应特性的影响。模型计算和实验结果表明：蒸汽发生器流量的增加将缩短系统的响应时间,但却降低了蒸汽发生器钠出口处的氢离子浓度,使系统探测水泄漏的灵敏度降低;蒸汽发生器钠温度对系统的响应时间影响不大,钠温升高,OH^-离子的离解速率加快,探测系统的灵敏度提高;增大取样支路流量可改善系统的响应特性。     

六性协同设计方法在快堆蒸汽发生器事故保护系统中的应用探讨

本文以快堆CFR600蒸汽发生器事故保护系统为设计研究对象,将保护系统功能需求及设计实现与"六性"协同设计理念相结合,探讨了快堆蒸汽发生器事故保护系统联合设计思路,并提出了提高保护系统及配套设施可用性的关键措施等。在参考国内外快堆蒸汽发生器事故保护设施设计方案和国内快堆经验基础上,根据六性要求给出了CFR600蒸汽发生器事故保护系统及配套各功能模块系统功能需求和设计方案。研究表明:在复杂系统设计中采用六性与系统功能需求相融合的设计方法,可以规范系统设计程序和流程,明确系统功能模块之间的接口关系,降低系统设计风险,提高系统及相关配套设备部件的可追溯性,进而有助于提升系统与设备的可靠性、维修性、保障性、测试性、安全性及环境适应性。本文提出的方法论对于复杂系统工程各个单元功能模块设计具有借鉴指导意义。     

快堆蒸汽发生器新的水泄漏检测法

【日本《原子能视野》 1998年 10月号第6 3页报道】　快堆 (FBR)是 2 1世纪重要的能源技术之一 ,现在正进一步提高其安全性、可靠性和经济性。日本电力中央研究所 (以下简称为电中研 )正在努力为 FBR的实用化进行各种各样的研究。其中 FBR的重要设备——蒸汽发生器 (SG)采用钠作为传热介质 ,目前正在开发研究能够预先检测出从反应堆引出的传热管发生的水泄漏的方法。1.预先检测来自传热管的水泄漏FBR的 SG中由于是通过传热管进行钠和水的热交换 ,所以为预防传热管的水泄漏而采取了周密的设计。但是 ,万一传热管破损 ,发生了水泄漏 ,…     

快堆蒸汽发生器声学泄漏探测技术的研究：II.利用经典滤波技 …

根据在实验Ｎａ回路上得到的实验结果，在对泄漏的信号和背景噪声特性研究的基础上，提出了用经典滤波技术处理数据的方法，并验证了这种方法对提高测量系统灵敏度的作用，最后，讨论了所构建的声学泄漏探测系统在我国即将建造的实验快堆电站上的实用化问题。     

小波变换在快堆蒸汽发生器声学泄漏检测中的应用

根据在清华大学液态金属实验室实验钠回路上得到的实验数据，采用基于小波变换的奇异性检测理论进行快堆蒸汽发生器水／水蒸气泄漏的故障诊断研究。结果表明：此方法使得声学泄漏探测系统的灵敏度得到了提高，且对泄漏发生时间的定位十分准确，是快堆蒸汽发生器水／水蒸气泄漏检测的有效方法。     

快堆蒸汽发生器小泄漏下三维流场数值模拟

为了计算快堆蒸汽发生器小泄漏后钠水反应产物的传输扩散,对快堆壳管式蒸汽发生器内稳态钠流场进行了三维数值模拟,建立了蒸汽发生器内钠流场三维数值模型。管束对钠流的影响用分布阻力、体积多孔率、面渗透率来模拟,并根据横掠管束与纵掠管束的压力阻力关系式来关联管束的分布阻力。采用κ－ε湍流模型,壳和支撑板壁面采和壁面函数法来处理。模型计算压降与实验数据比较,二者吻合较好。     

HTR-10蒸汽发生器的建模及分析

为开发适用于球床模块式高温气冷堆HTR-10的模拟机,采用一体化仿真支撑平台vPower建立了蒸汽发生器的实时热工水力模型。模型以传热方程为基础求解两侧工质及金属管壁的温度和焓,以流体网络为基础求解两侧工质的压力和流量。本文讨论了3种节点划分方案,针对不同节点划分方案的适用范围提出了建议并采用96节点划分方案进行后续研究。此外,通过分析确认了模型在稳态工况下主要参数和分布参数的准确性和合理性,并在100%功率稳态工况的基础上模拟了氦气侧流量阶跃的场景,分析了模型中主要参数的变化过程。动态仿真结果表明,氦气流量阶跃会引起一、二次侧参数不同程度的变化,变化幅度与阶跃程度呈正比,且金属管壁和水侧热容、二次侧参数变化速率相对缓慢,模型再平衡时间较短,表明HTR-10采用的螺旋管式直流蒸汽发生器的热惯性相对较小。     

新型蒸汽发生器综合性能实验研究

由于蒸汽发生器中流动及传热的复杂性,目前华龙一号ZH-65型蒸汽发生器不能完全通过理论计算进行设计,其性能是否满足设计要求必须通过开展相应的实验予以确认。本文利用中国核动力研究设计院的蒸汽发生器综合实验装置对新型蒸汽发生器开展综合性能实验研究,以验证ZH-65型蒸汽发生器二次侧自然循环性能和总体性能。通过稳态实验研究,获得了蒸汽发生器不同功率负荷下二次侧出口蒸汽压力、蒸汽产量、出口蒸汽湿度、循环倍率、给水组件阻力、汽水分离器压降等关键热工参数,全面验证了蒸汽发生器静态工作特性。本文还对蒸汽发生器瞬态工作特性进行了深入研究,获得了蒸汽发生器阶跃条件下的运行特性,获得的实验数据表明,华龙一号ZH-65型蒸汽发生器完全满足设计要求。     

HTR-PM蒸汽发生器绝热材料装配工艺研究

为解决高温气冷堆示范工程（HTR-PM）蒸汽发生器绝热材料装配问题,保证绝热材料达到设计要求的填充密度及压力,针对于蒸汽发生器不同位置进行装配工艺试验研究,通过试验测量压缩与回弹关系,得到不同压力下的保温材料填充密度。试验结果表明,热氦气侧采用毯状绝热材料,冷氦气侧采用锥形块及絮状绝热材料,可以满足设计要求的密度及压力。因此,通过本研究成功解决了蒸汽发生器绝热材料装配问题,为后续高温气冷堆项目建设提供了技术保障。     

基于铅铋快堆的直流蒸汽发生器稳态与瞬态特性分析

铅铋快堆的安全稳定运行与换热器一二次侧间的散热性能密切相关。本研究通过建立基于铅铋快堆的直流蒸汽发生器（OTSG）稳态与瞬态耦合分布参数模型,分析对比了不同负荷条件下OTSG内部热工水力特性的分布差异,并进一步揭示了铅铋快堆一次侧焓值及流量扰动对换热器动态散热性能的影响。结果表明：稳态传热时铅铋快堆一次侧温降主要集中在过冷沸腾及核态沸腾区,二次侧负荷减小将导致管壁面温度飞升前移;动态调节显示在设计工况下一次侧入口焓值仅下降5%,就可能导致铅铋快堆循环在90 s后进入事故工况。研究结果为铅铋快堆的OTSG动态流动换热特性研究及结构设计优化提供了有价值的建议。     

蒸汽发生器实验回路倒流特性仿真分析

针对立式倒U型管蒸汽发生器传热管内出现的倒流现象,基于RELAP5/MOD3.3程序,采用新的控制体划分方案对蒸汽发生器实验段进行建模,模拟实验回路中发生的倒流现象。通过与实验数据进行对比分析,验证建模方案的正确性。在此基础上,分析倒流现象对蒸汽发生器实验段流动传热的影响。结果表明:倒流现象发生在较短管内,对于单个U型管,倒流管的流量高于正流管。倒流发生后,系统进入相对稳定状态,但蒸汽发生器实验段的换热功率和进出口腔室负压降绝对值显著降低。     

核动力蒸汽发生器水位控制方法分析

核动力蒸汽发生器(SG)是一个高度复杂的非线性时变系统.SG在瞬态、启动和低功率运行工况下的"收缩"与"膨胀"现象引起的逆动力学效应使SG的水位控制变得复杂.文章分析了SG水位控制方法的特点,重点分析了SG水位模糊控制方法与神经网络控制方法.指出了传统的PI(D)水位控制方法存在的问题,就SG水位控制发展趋势提出了看法.     

核动力装置蒸汽发生器数值模拟计算

建立了一个合理完善的核动力装置蒸汽发生器动态特性分析数学模型，并运用Ｇｅａｒ方法对此模型求解。研制了用于核动力装置蒸汽发生器稳定运行及扰动和事故工况下动态数值模拟的安全分析程序。运用此程序对秦山核电厂蒸汽发生器失去给水的事故进行了计算，所得结果与大型程序ＲＥＬＡＰ－５计算结果符合较好，并对蒸汽发生器几种不同扰动序列的计算结果进行了理论分析。     

HTR-PM直流蒸汽发生器的建模与分析

球床模块式高温气冷堆核电站示范工程（HTR-PM）采用两座模块式高温气冷堆带一台汽轮发电机组的技术方案,为了开展其运行特性研究,清华大学核能与新能源技术研究院开发了针对HTR-PM的工程模拟机,其中螺旋管式直流蒸汽发生器的模型还需进一步完善。本文深入分析了螺旋管式直流蒸汽发生器的流动、换热规律,明确了蒸汽发生器一次侧和二次侧的流动与换热模型,通过对稳态工况中分布数据的详细分析,说明了模拟结果的正确性。为适应更多模块的高温气冷堆核电站的运行分析要求,通过网格划分方案的讨论与优化,在保证实时性的前提下,提高了蒸汽发生器中流动与换热模拟的准确性,为下一步采用工程模拟机开展其运行特性研究打下基础。