熔盐堆非能动余热排出系统空气冷却与水冷却方案比较分析

以美国10 MW熔盐实验堆(MSRE)为研究对象,设计空气冷却和水冷却2种非能动余热排出系统。通过建立相应的数学模型,采用C++语言编程,分别对系统的主要特性进行研究,并对2种系统的运行特性进行比较分析。结果表明,虽然空气冷却和水冷却均能满足系统的排热要求,并能形成稳定的自然循环,但从长期冷却性能方面看,空气冷却方案的综合性能更好。     

10MW熔盐堆非能动余热排出系统概念设计

以美国橡树岭国家实验室设计的10 MW熔盐实验堆(MSRE)作为研究对象,提出一种满足安全要求的非能动余热排出系统概念设计,给出系统回路的构成、主要设备及主要设计参数。同时对此系统的自然循环特性、排热能力等热工水力性能进行计算分析,结果表明,所设计的非能动系统可以满足反应堆余热排出要求,并具有相当的安全裕量,同时系统排热规律与排盐罐内的衰变热释放过程较为接近,确保熔盐温度平稳降低。     

新概念熔盐堆非能动余热排出系统中钠热管的特性研究

高温钠热管作为一种高效的换热装置,在导热性、等温性以及非能动特性方面具有显著的优点。将高温钠热管应用到新概念熔盐堆非能动余热排出系统中具有重要的研究意义。本工作通过数值方法研究了高温钠热管在熔盐堆事故工况下的瞬态运行特性。钠热管的物理模型主要包括管壁、吸液芯及蒸汽区3个耦合传热区域。通过对上述3个区域建立合理的数学模型并采用有限元的方法,利用 FORTRAN进行编程,最终得到高温钠热管启动过程中的温度、速度、压力分布。结果表明：熔盐堆事故状态下,钠热管从启动到稳态过程中其运行特性良好且具有很高的传热效率。     

熔盐堆热管式非能动余热排出系统瞬态分析研究

MSRE作为目前唯一具有完备运行经验的熔盐堆系统,其余热排出系统无法满足第四代反应堆非能动安全设计需求.基于热管式非能动余热排出系统(HP-PRHRS)概念设计,结合高温热管技术,本研究为MSRE初步设计了一套非能动余热排出系统,以提升反应堆系统的非能动安全特性.基于HP-PRHRS结构和熔盐堆运行特点,本文对MSRE...     

熔盐堆热管式非能动余热排出系统建模及程序开发

热管式非能动余热排出系统（HP-PRHRS）概念设计可有效提升熔盐堆非能动安全特性。基于HP-PRHRS结构和熔盐堆运行特点,建立了一套较为完整的数学物理模型,涵盖了熔盐堆堆芯物理热工耦合、高温热管和HP-PRHRS运行等。采用上述模型开发了HP-PRHRS分析程序PRAC,利用MSRE基准题和瞬态实验数据进行了对比验证。结果表明：PRAC程序计算值与基准题和实验结果吻合良好,证明了模型和程序的准确性。HP-PRHRS模型和PRAC程序能为后续开展HP-PRHRS深入设计提供模型和软件基础。     

熔盐堆新型非能动余热排出系统中高温热管的数值分析

通过数值方法研究高温热管在熔盐堆发生事故状态下的瞬态运行特性。采用有限元方法对高温热管的管壁和吸液芯区域建立二维瞬态导热模型,蒸汽区域采用准稳态、一维可压缩蒸汽模型。最终获得钠钾合金高温热管启动过程中温度、速度和压力的分布。计算结果表明:高温热管启动迅速且过程平稳,能有效地导出熔盐堆事故条件下的衰变余热。     

熔盐堆新型非能动余热排出系统中高温热管的数值分析

通过数值方法研究高温热管在熔盐堆发生事故状态下的瞬态运行特性。采用有限元方法对高温热管的管壁和吸液芯区域建立二维瞬态导热模型,蒸汽区域采用准稳态、一维可压缩蒸汽模型。最终获得钠钾合金高温热管启动过程中温度、速度和压力的分布。计算结果表明:高温热管启动迅速且过程平稳,能有效地导出熔盐堆事故条件下的衰变余热。     

373 MW熔盐堆非能动余热排出系统换热元件的优化设计

熔盐堆是第四代先进核能系统的候选堆型之一,具有经济性好、安全性高以及燃料循环灵活等诸多优点。排盐罐非能动余热排出系统是熔盐堆非能动安全系统的重要组成部分。本文针对373 MW熔盐堆的非能动余热排出系统进行优化设计研究。通过对比MATLAB程序和CFD分析软件FLUENT对美国橡树岭国家实验室设计的熔盐实验堆(Molten Salt Reactor Experiment,MSRE)模型的计算结果,完成了二者作为熔盐堆排盐罐非能动余热排出系统设计与分析软件的论证。针对373 MW熔盐堆的排盐罐非能动余热排出系统提出了初步设计方案,并基于FLUENT仿真结果针对核心部件换热元件进行了一系列分析优化。分析结果表明:在保证换热元件壁面最高温度不超过977.4 K最高设计温度的前提下,换热元件采用正方形排布,间距值取95.0 mm可以实现经济最大化;减小气隙层对传热强化作用有限,因此气隙层宽度仍采用4.3 mm。     

非能动余热排出系统的稳态特性研究

以AP1000主冷却剂系统为原型,提出了1种二次侧非能动余热排出系统设计方案,并采用RELAP5/MOD3.2程序分析计算了该系统在主系统正常运行和运行瞬变工况下的稳态特性。结果表明,主系统带功率运行时,二次侧非能动余热排出系统可依靠回路工质的密度差和压力平衡使系统自动处于备用状态,不影响主系统的运行。此外,根据计算结果,分析了冷热源位差对系统稳态特性的影响。     

非能动余热排出换热器运行初始阶段换热特性研究

以非能动余热排出换热器运行初始阶段二次侧水箱水的升温过程为原型,通过实验研究了高位水箱内竖直换热管束在主流水温达到饱和前的换热特性。结果表明,换热管束运行初期热量依靠水的单相自然对流带走,水箱竖直方向上出现温度分层,换热量随主流的升温而下降。随着主流欠热度的减小,从管束上端开始换热机理逐渐向欠热沸腾转变;之后,主流水温逐渐达到饱和,沸腾成为换热的主要手段。在实验研究基础上,利用Churchill&Chu公式从管外平均换热系数中分离出自然对流换热系数,分析了不同阶段自然对流和欠热沸腾在管外换热系数中所占的比例。本文的研究对非能动余热排出换热器的设计有一定的指导意义。     

中国先进压水堆非能动余热排出系统稳态特性研究

系统研究了中国先进压水堆非能动余热排出系统稳态特性,共取得237组试验数据。根据实验数据分析研究了系统压力、系统冷热芯位差、系统等效阻力系数、风速对两相自然循环流量和系统余热排出能力的影响。在理论分析的基础上,得到了两相自然循环稳态流量关系式。将试验数据与计算结果进行比较,有95%的试验结果在±16%的相对误差范围内。分析结果表明,影响冷热芯位差阈值的主要参数是系统状态参数(系统压力、阀门形状阻力系数)和系统边界条件(空气入口温度、烟囱高度),由此得到了两相自然循环系统冷热芯位差阈值关系式。稳态特性研究表明,中国先进压水堆核电站非能动余热排出系统具有堆芯2%额定功率的自然循环能力。     

非能动余热排出系统长期冷却特性实验研究

为了获取ACP100非能动余热排出系统(PRS)长期运行特性,在切除全部堆芯功率这一极限工况下,开展长期冷却特性实验研究。研究发现:在反应堆本体、堆芯及蒸汽发生器储热释放影响下,PRS维持着0.52~0.26 t/h的自然循环流量,系统压力由1.0 MPa持续下降至0.51 MPa,温度堆芯出口温度由178.1℃持续下降至105.0℃;这表明堆芯及系统余热能够安全地排出,ACP100 PRS中的自然循环只会持续地衰减,不会发生停滞后再启动现象。     

非能动余热排出换热器换热能力数值分析

基于多孔介质模型,对AP1000非能动余热排出换热器(PRHR-HX)运行初始阶段进行了数值模拟。一回路的入口温度及流量采用RELAP5的计算结果,并以此作为CFD计算的边界条件。采用多孔介质模型处理C型管束区,添加管束区分布阻力。通过商业CFD软件FLUENT计算得到安全壳内置换料水箱(IRWST)侧冷却剂的三维温度及速度分布,通过用户自定义函数UDF完成一回路侧与IRWST侧的耦合换热计算,获得一回路温度分布及换热量。计算结果表明,随着IRWST内冷却剂温度升高,换热器热负荷降低,并出现明显的热分层现象,同时证明采用多孔介质模型与耦合换热计算是分析PRHR/IRWST系统瞬态热工水力特性的有效方法。     

非能动余热排出换热器优化设计研究

以CFX为工具,对AP1000非能动余热排出换热器的管束结构进行改进,分析了管束结构对非能动余热排出换热器性能的影响。研究结果表明,在单相自然对流和轻度沸腾区,管束三角形排布时的换热系数明显优于现有设计,换热能力随着节距的减小而增强。为确保饱和沸腾区的换热性能,便于饱和沸腾区气泡自加热面的逸离,节距应不小于1.5do。     

基于空气冷却的熔盐堆非能动余热排出系统优化设计

上海应用物理研究所基于TRISO包覆球形颗粒燃料与液态氟盐提出了基于钍基熔盐固态试验堆（TMSR-SF1）技术方案,其中一个重要的工作是非能动余热排出系统（PRHRS）设计。由于熔盐与水的不兼容特性,以及其高运行温度,采用空气作为最终热阱来设计PRHRS成为必然。为实现系统最简化、体积最小化以及排热与保温兼顾的设计目标,本文从MSR堆芯活性区到外界空气热阱传热过程的模型入手,建立了PRHRS优化设计模型,获得了优化设计方案,并基于改进的RELAP5/MOD4.0程序（针对TMSR-SF1的专门改进程序）开展了PRHRS容量论证评价,经计算分析,PRHRS容量设计合理,可确保反应堆全厂断电（SBO）后排热安全。     

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。     

摇摆条件下非能动余热排出系统运行特性的试验研究

在摇摆台架上对摇摆条件下的非能动余热排出系统运行特性进行了试验研究。分析了摇摆运动对非能动余热排出系统各主要参数的影响,并对摇摆条件下的重位压降和附加压降对流速的影响进行了理论分析。在摇摆过程中,各参数的波动周期与摇摆周期一致,摇摆幅度越大,各主要参数波动越剧烈;凝水流量平均值与凝水温度变化趋势相同,冷却水进出口温差平均值有所差异,但其波动幅度却相差不大。蒸汽压力和凝水温度在摇摆过程中无波动。附加压降会使流速不断变化,但不会对平均流速产生影响,平均重位压降降低是造成平均流速减小的1个原因。     

中国先进压水堆非能动余热排出系统瞬态特性研究

系统研究了中国先进压水堆非能动余热排出系统瞬态特性,共取得78组试验数据。根据试验数据分析研究了系统冷启动与热启动方式下的过渡特性、系统无注水启动方式下的过渡特性、水锤现象以及压力峰值。结果表明,应急给水箱的注水和空气冷却器里大量的过冷水都能有效缓解事故初期压力上升,系统冷启动、系统热启动方式对系统瞬态特性基本没有影响。研究了注水速度、应急给水箱水温、空气冷却器放置方式以及注水位置对水锤现象的影响。结果表明,提高应急给水箱注水温度或增加注水回路阻力可以消除水锤隐患。瞬态特性研究表明,系统冷启动与热启动都具有良好的启动特性,能够安全带走堆芯衰变余热。     

IPWRs非能动余热排出系统运行特性分析

由于结构紧凑和采用模块化及非能动安全技术,一体化压水堆(IPWRs)特别适合于舰船核动力装置的应用。本文研究对象为基于固有安全一体化动力堆UZrHx和俄罗斯一体化压水堆ABV-6M的运行特点而概念设计的一体化压水堆。堆芯采用弧形板状燃料元件,直流蒸汽发生器形式为套管式,利用3个回路的自然循环排出堆芯余热的非能动余热排出系统以及一套能动的停堆冷却系统。运用RE-LAP5/MOD3.4程序对该反应堆在全船断电事故工况下反应堆停堆,非能动余热排出系统和能动停堆冷却系统分别投入运行进行仿真计算,分析其热工水力动态特性,保证堆芯安全。     

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。