气溶胶模型对安全壳旁路释放类事故源项的影响

本文开发了针对蒸汽发生器(SG)二次侧复杂流道结构的气溶胶沉积模型,并移植在核电厂一体化严重事故分析程序中。并以600 MW压水堆核电厂为研究对象,基于原模型与新开发的SG二次侧气溶胶沉积模型,对蒸汽发生器传热管破裂事故(SGTR)源项进行了计算,并对新模型对安全壳旁路释放类的影响进行了分析。结果表明,采用新的二次侧气溶胶沉积模型后将会有更多的气溶胶沉积在SG二次侧,新开发的SG二次侧气溶胶沉积模型导致安全壳旁路释放类中对环境释放份额减少26.6%~71.1%。     

非能动安全壳冷却对严重事故下气溶胶沉积影响分析

采用分区法模型计算了不同热工条件下的气溶胶沉积情况,分析了4种自然沉积机理对不同粒径气溶胶的沉积作用。研究表明,气溶胶扩散泳沉积受热工情况影响最为显著。针对AP系列压水堆非能动安全壳冷却的设计特性,可通过降低壁面温度来提高气溶胶的扩散泳沉积,增强安全壳内的气溶胶净化作用,从而提高严重事故下安全壳内的放射性去除效果。     

蒸汽发生器二次侧三维两相流场稳态计算

采用多孔介质模型对蒸汽发生器二次侧流场进行分析。通过在多孔介质模型控制方程中添加附加的动量源项和能量源项来模拟蒸汽发生器内构件影响,动量源项中考虑下降段、管束、支承板和汽-水分离器的阻力;能量源项中添加一次侧对二次侧的释热。将控制方程在ANSYS FLUENT求解器中求解,得到蒸汽发生器二次侧区域的速度场、温度场、压力场、密度场和含气率分布。结果表明,蒸汽发生器内冷热侧流速、空泡份额、混合物密度相差很大;汽-水分离器进口空泡份额分布在0.63~0.98之间;压力在轴向逐渐降低,在支承板位置出现突降。     

耦合一、二次侧换热的蒸汽发生器二次侧流场分析

蒸汽发生器（SG）内三维两相流场可为流致振动分析提供输入条件。本文基于FLUENT采用多孔介质模型对SG二次侧流场进行求解。在动量方程中添加管束附加阻力,分别计算横流和顺流管束阻力,同时考虑了下降段、支承板和汽水分离器阻力。在能量方程中,将一、二次侧换热量三维分布作为二次侧流场的能量源项,在计算中采用耦合迭代求解。计算结果与总体设计值符合较好。计算结果同时显示,二次侧流场分布极不均匀;进入第一级汽水分离器的工质最大、最小流动含汽率分别为0.75和0.07;一、二次侧平均换热系数分别为15 856.5和63 623.0 W/(m²•K),二次侧最大换热系数为122 862.9 W/(m²•K),U型管外壁面平均热流密度为149.9 kW/m²;U型管弯管段最大横流速度约为4.06 m/s;冷侧冲刷U型管的横流能量(ρu²)大于热侧,其值为1145 J/m³。     

压水堆蒸汽发生器一、二次侧稳态流场耦合分析

蒸汽发生器（SG）在运行过程中主要面临流致振动所导致的传热管破裂事故,而流致振动分析需以SG内的三维两相流场作为输入条件。采用多孔介质模型,对SG二次侧流场进行求解,同时耦合一、二次侧换热,获得SG二次侧速度场、温度场、压力场及流动含气率分布,并获得传热管一维的一、二次侧流体温度和换热系数及传热管温度分布。由于一次侧向二次侧释热极不均匀,SG内流场分布及汽水分离器内的含气率分布极不均匀;汽水分离器内的最大、最小含气率分别为0.62和0.05,该参数可为汽水分离器负载设计提供依据。通过计算还获得弯管区速度分布,该分布可为传热管的流致振动磨损评估提供输入条件。     

反应堆安全壳高精度气溶胶自然沉积模型的开发及验证

在压水堆严重事故过程中,气溶胶作为裂变产物的主要载体在安全壳内悬浮,有泄漏到外部环境中造成放射性污染的潜在威胁。安全壳气相悬浮的气溶胶会通过自然沉积机理沉降到壁面或地坑水,降低大气放射性。针对ISAA程序气溶胶模型精度不足的问题,改进安全壳气溶胶自然沉积模型。通过引入气溶胶动态形状因子,修正非球形气溶胶自然沉积速率,改进了重力沉积、布朗扩散、热泳和扩散泳沉积模型。选取AHMED(Aerosol and Heat Transfer Measurement Device)、ABCOVE(Aerosol Behavior Code Validation and Evaluation)和LACE(Light Water Reactor Aerosoal Containment Experiments)实验对改进代码进行评估。结果表明：改进模型能够更加精确模拟气溶胶质量峰值,响应安全壳压力温度对气溶胶自然沉积速率的影响,显著地提高了安全壳气溶胶残留质量的计算精度。改进后ISAA程序性能可以满足分析先进压水堆严重事故安全壳内气溶胶自然沉积行为的需要。     

基于可视化实验台架的蒸汽发生器二次侧自然循环现象研究

对于传统压水堆核电站的蒸汽发生器,U型管热段热流密度大,冷段热流密度小,两侧不同的热流密度使得二次侧的热侧与冷侧的沸腾情况不一致,而真实的蒸汽发生器体型庞大,结构复杂,其内部真实的流动情况也不得而知。为弄清核电站蒸汽发生器二次侧的流动现象,搭建了单排非均匀加热管的可视化蒸汽发生器实验台架,并借助高速摄像机对其内部流动情况进行了拍摄,利用所拍摄的图像得到了相应位置气泡的横向流动速度。结果表明,在实验运行过程中,两侧不同的热流密度导致空泡份额差异很大,从而产生横向的自然循环流动现象,这一现象在二次侧流体流经U型弯管时,表现得更为剧烈。     

地下核电厂蒸汽发生器二次侧非能动余热排出系统设计研究

地下核电厂的安全壳深埋于地下,在地面布置大容积的高位水池,可为蒸汽发生器(SG)二次侧非能动余热排出的实施提供足够的重力驱动压头。本文结合地下核电厂的设计特点,提出了一种适用于地下核电厂的SG二次侧非能动余热排出系统,并给出了系统功能要求、回路系统构成及设备主要特性和运行特点。     

田湾核电站冷停堆过程中蒸汽发生器二次侧化学清洗配方研究

为验证冷停堆过程中蒸汽发生器二次侧化学清洗工艺的有效性和安全性,采用高压釜模拟冷停堆过程中蒸汽发生器二次侧化学清洗工艺条件,分别对俄配方和配方A3B1进行清洗有效性验证试验和安全性评价试验研究。试验结果表明,与俄配方相比,配方A3B1的清洗有效性和安全性均优于俄配方,更适合于田湾核电站蒸汽发生器二次侧沉积物化学清洗。     

华龙一号旁通释放类事故源项的不确定性分析与应用

核电厂严重事故放射性源项分析是核安全领域关注的焦点问题,而源项分析具有很大的不确定性。本文基于最佳估算加不确定性（BEPU）分析方法,采用严重事故一体化分析程序建立华龙一号严重事故分析模型,首次从整个事故进程角度出发,开发出适用于华龙一号严重事故源项不确定性分析的流程,并采用该方法对安全壳旁通释放类进行源项不确定性分析。本文研究内容丰富了华龙一号严重事故源项分析的工作,也为华龙一号三级概率安全分析（PSA）技术的发展奠定了基础。      

HTR-PM蒸汽发生器二次侧吹扫技术研究

基于国内高温气冷堆示范工程(HTR-PM)蒸汽发生器(SG)二次侧的清洁问题,提出压缩空气吹扫技术。通过对SG二次侧螺旋管汽-液两相和单向流特性的分析,得到吹管系数的计算方法。根据HTR-PM机组的设计参数进行实例计算,得出压缩空气吹扫可行性方案。     

螺旋管直流蒸汽发生器一、二次侧耦合传热特性分析

为获得螺旋管直流蒸汽发生器(HCOTSG)螺旋换热管内两相流动换热特征,以国际革新安全反应堆(IRIS)HCOTSG为研究对象建立了HCOTSG一、二次侧耦合热分析模型,分析了稳态工况下,不同二次侧给水流量对HCOTSG热工水力参数产生的影响,并将所建立的HCOTSG一、二次侧耦合热分析模型与计算流体力学软件(CFX)三维流动换热计算相结合,对HCOTSG稳态工况下螺旋管内精细的热工水力参数进行计算。通过HCOTSG一、二次侧耦合热分析模型计算得到HCOTSG稳态工作时沿管程的相关热工水力参数;通过CFX三维模拟发现螺旋管横截面流体流速和温度分布不均匀现象,得到螺旋内侧流体温度高于螺旋外侧,螺旋内侧流体速度低于螺旋外侧,螺旋内侧流体比螺旋外侧流体先开始沸腾的结论。因此,本研究对于HCOTSG稳态运行和螺旋换热管事故分析具有指导作用。     

螺旋管直流蒸汽发生器一、二次侧耦合传热特性分析

To study the flow and heat transfer characteristics of the primary and secondary sides of the helical coil once-through tube steam generator (HCOTSG) under steady state conditions, taking HCOTSG of International Reactor Innovative and Secure (IRIS) as the research object, a primary and secondary sides heat balance calculation model for steady state operation of HCOTSG is established. The influence of different secondary side feed water flow rate on HCOTSG thermal and hydraulic parameters under steady-state condition is analyzed, and the detailed thermal and hydraulic parameters in the helical tube under steady-state condition are calculated by combining the coupled thermal analysis model with the three-dimensional flow and heat exchange calculation of CFX. The relevant thermal and hydraulic parameters along the tube side of HCOTSG during steady-state operation are calculated by the thermal analysis model. The CFX simulation results show that the velocity and temperature distribution of the fluid in the cross section of the helical tube are not uniform. The temperature of the fluid inside the helix is higher than that outside the helix. The velocity of the fluid inside the helix is lower than that outside the helix. The boiling of the fluid inside the helix occurs earlier than that outside the helix. Therefore, this study has a guiding role in the accident analysis for HCOTSG steady-state operation and spiral heat exchange tube.