一体化压水堆双恒定运行方案控制策略研究

采用直流蒸汽发生器的一体化反应堆,由于其蒸汽发生器二次侧水容积小,储热能力弱,给反应堆的运行调节提出了更高的要求。双恒定运行方案集合了一回路冷却剂平均温度不变和二回路蒸汽压力不变两种运行方案的优点,对一、二回路都有利。本文以IP200一体化反应堆为研究对象,建立一体化反应堆的稳态分析模型,利用RELAP5瞬态分析程序,对其一回路侧和蒸汽发生器二回路侧进行热工水力分析,在此基础上研究了一体化反应堆双恒定稳态运行特性。结果表明,装置负荷在15%～100%FP(满功率)范围内变化时,控制策略能够维持冷却剂平均温度和蒸汽压力的恒定。     

传热管破裂位置及根数对SGTR事故进程的影响

以一体化反应堆为研究对象,应用RELAP5/MOD3.4程序对套管式直流蒸汽发生器发生传热管破裂事故时,影响事故进程的一些因素进行了分析,其中包括破口在传热管轴向高度不同断裂位置,以及同时断裂多根传热管等。分析结果表明:不同断裂位置处的SGTR事故,其系统响应大致相同;不同破裂面积的SGTR事故,其破口处临界喷放流量与破口面积有着密切的联系。但总体来看,无论直流蒸汽发生器发生何种形式的SGTR,其一回路冷却剂通过破口处向二回路侧泄漏的积分流量大致相同,而且这个积分流量决定了一体化反应堆的瞬态响应。     

直流蒸汽发生器分组运行对流动不稳定的影响

一体化压水堆通常采用多个直流蒸汽发生器（OTSG）,在特定运行条件下,OTSG二次侧会出现流动不稳定现象,如何避免流动不稳定现象的发生是保证OTSG安全、稳定运行的难题。由于OTSG的流动不稳定出现在一定的运行区域,在低负荷时可采用OTSG分组方式运行,以保证运行的OTSG不发生流动不稳定现象。本工作采用RELAP5/MOD3.4程序对系统的运行特性进行分析,在讨论分组运行避开流动不稳定现象的同时,对OTSG分组运行模式在一体化压水堆核动力装置快速变负荷过程中的应用进行了特性研究。结果表明,OTSG分组运行方案可有效地避开流动不稳定区间,保证一体化压水堆核动力装置低负荷工况稳定运行。     

蒸汽浸没射流压力振荡特性实验研究

为指导Ⅰ型鼓泡器排放管的结构设计,对常压工况下不同蒸汽质量流速（150～500 kg/(m²·s)）、池水过冷度（18～68 ℃）、开孔直径（10、16 mm）和孔数（单孔、双孔）蒸汽浸没射流的压力振荡特性开展实验研究。结果表明：不同开孔结构下的振荡强度均随蒸汽质量流速的升高或池水过冷度的降低而先增大后减小;当孔径增大或孔数增多时,达到稳定冷凝所需的最小蒸汽质量流速降低,流型转变导致振荡强度减小。不同开孔结构下的振荡主频均主要受池水过冷度和开孔直径的影响,且随过冷度的降低或孔径的增大而减小。孔数变化对主频的影响是多重的,但总体效果弱于孔径变化。通过对主频实验值进行拟合,获得了由池水过冷度和排放孔径表征的半经验关系式,相对误差在±20%以内。     

外翅片铸铁管在低温空冷器中的应用探讨

为消除间隙热阻对传热造成的不利影响,采用自行设计的外翅片铸铁管制成空气冷却器,在较低温度下进行了冷却冷媒溶液的实验研究,验证了铸铁式空冷器的制冷效果.通过实验,得到了铸铁式低温空冷器在不同流量下的传热系数,以及在特定流量下的传热性能.实验结果表明,铸铁式空冷器的传热系数是随着管内工质流速的增加而增大的,并且增加的幅度是逐渐减小的.外翅片铸铁管消除了间隙热阻,换热能力较好,同时造价低廉,可以作为低温空冷器的散热管使用.     

两相自然循环回路流动关系式分析

针对两相自然循环回路提出了稳态流动通用关系式。均匀平衡态模型稳态控制方程包括连续性方程、动量方程和能量方程。对方程中的格拉晓夫数、几何尺寸和流动速率等参量均作相应修正，作无量纲处理。为验证所建立方程的正确性，对5个不同同路的流动速率进行测量，同时对所建立的方程进行理论计算，结果与实验数据相吻合。     

套管式直流蒸汽发生器稳态特性分析

新型核动力装置采用结构紧凑的双面加热型套管式直流蒸汽发生器,单相一次侧流体在中心管及环形通道外的空间内由上而下流动;二次侧流体在环形狭窄流道内由下而上流动,经过相变在出口处变为过热蒸汽.由于套管式直流蒸汽发生器工作原理与自然循环蒸汽发生器有着本质的不同,为保证其安全可靠的运行,需要研究其稳态和动态运行特性,解决启停过程和升降负荷过程所可能遇到的问题以及水动力不稳定性、脉动问题,基于此,采用最佳估算程序RE-LAP5/SCDAP/MOD3.4分析了单台套管式直流蒸汽发生器有效传热区的稳态运行特性和规律,从而为启停特性分析、动态特性分析以及控制方案的制定提供稳态参考.     

两相流模型在直流蒸汽发生器热工水力分析中的比较研究

根据组成气液两相流基本场方程数量所反映的流动与传热特性的不同,两相流方程分为三方程、四方程、五方程和六方程模型,结合流动压降模型、传热模型、两相相互作用模型以及流动工质的状态参数和结构材料热物性等辅助关系式,可很好地对蒸汽产生系统进行设计和研究分析。本文分析了不同数量的两相流场方程的特点和局限性,结合直管式直流蒸汽发生器实验装置,分别选取最佳估算程序中4种不同的两相流场方程计算模型进行流动传热计算分析,重点比较了强制流动的单相过冷水被加热至单相过热蒸汽过程中的压力与传热特性,从而给出不同场方程的两相流模型在分析具有较大相变过程中的差异性,验证了RELAP5程序和RETRAN-3D程序计算分析直流蒸汽发生器的能力。结果表明,RELAP5程序的六方程模型更适合模拟直流蒸汽发生器。     

稳定蒸汽浸没射流冷凝传热系数评价

为分析稳定蒸汽浸没射流的传热特性,对3类典型冷凝传热系数开展评价。结果表明:平均传热系数实验值精度主要受界面面积计算模型影响,由冷凝驱动势和蒸汽质量流速表征的传统半经验关系式在不同孔径下的预测偏差较大,新增排放孔径为独立拟合变量的纯经验关系式适用范围更广且误差在±30%以内;界面传热系数的预测精度主要受汽羽微观参数取值的影响;由压力振荡主频表征的无量纲传热系数在低池水过冷度下与实验值偏差较大,关系式中纳入汽羽贯穿长度后,预测趋势与实验值类似。      

用SCDAP／RELAP5评价高压序列下RCS卸压策略

反应堆冷却剂系统（RCS）不同的降压过程是严重事故管理策略的一部分，本文用SCDAP／RELAP5程序对优化动力反应堆（OPR1000）RCS进行了评价。通过给排水操作使二回路降压，从而间接使RCS卸压，评价了无安全注入（SI）情形的小破口失水事故（LOCA）。此外，通过直接降低安全卸压系统（SDS）压力，选择评价了全部给水丧失事故（LOFW）过程。结果表明：二回路给排水操作可以使RCS降压，但不能使其充分卸压。因此，对于1．35in无SI的LOCA破口事故，有必要应用SDS系统使得RCS降压更大，合理的RCS降压时间和能力，可使压力容器有7．5～10．7h的延迟失效时间；而对于LOFW事故。开通两个SDS阀门可使RCS充分卸压，合理的RCS降压时间和能力会使压力容器的失效时间延迟大约5h，只打开一个SDS阀门不能使RCS充分卸压。