基于CFD方法的阀门传热仿真分析

某核电厂蒸汽隔离阀长期处于蒸汽环境下,伴随高温、高湿状态,可能会导致阀门内部温度过高,引起阀门电装无法正常动作。考虑到阀门内部温度场不能有效的通过实验方法进行测量,且数值计算(CFD)能通过精细化的后处理,将数值求解结果形象直观地表示出来,以便于理解,因此本次对于阀门内部温度分布及散热优化问题的分析,采用CFD方法开展。结合本次阀门内部流场分布及温度场分布的实际情况,本次热工流体数值模拟采用非结构化网格开展数值模拟计算。通过本次计算分析蒸汽隔离阀的传热情况,判断阀门在高温流体下电机的可用性。经数值模拟仿真分析,结果显示配有散热翅片的闸阀有效地降低了闸阀阀体上端的温度,阀门在常开状态下,虽处于高温蒸汽中,也能保证电装的可用性。

基于CFD的阀门保温层传热仿真分析

非能动二次侧余热排出(PRS)系统的蒸汽管道与主蒸汽管道相连,给水管线与PRS系统凝水管线相连。在开展系统热工流体分析时发现,若非能动二次侧余热排出系统蒸汽管线与二回路主蒸汽管线之间的蒸汽隔离阀常开,高温蒸汽直接作用于阀门,加上保温层的作用阻碍阀门散热,可能会导致蒸汽隔离阀内部温度过高,引起阀门电装无法正常动作。本文计算分析了PRS系统蒸汽隔离阀带保温层状态下的传热情况,判断阀门在高温流体下是否能保证电机的可用性。

基于FirmSys平台的核电厂反应堆保护系统设计

反应堆保护系统用于监测与反应堆安全有关的物理和过程测量参数,确保在发生设计基准事故时自动触发紧急停堆和/或专设安全设施,从而保护反应堆中燃料包壳、一回路压力边界和安全壳的完整性,限制放射性物质向公众环境的释放。基于FirmSys平台,提出了应用于田湾5^(#)、6^(#)机组核电厂反应堆保护系统设计方案。详细介绍了系统结构、接口、多样性以及故障检测设计,并对保护系统设计方案与标准的符合性进行分析。分析结果表明,该系统设计方案满足单一故障、独立性、多样性、保护动作自动触发等安全设计准则,同时兼顾了电厂运行经济性,可为后续核电厂保护系统设计提供指导和借鉴。

聚变装置失真空事故下灰尘迁移的数值研究

失真空事故下灰尘的迁移影响聚变装置的安全运行。对灰尘迁移的研究及其影响因素的分析,将有助于消除或缓解灰尘带来的事故风险。本文采用计算流体动力学方法,在已验证有效的聚变灰尘实验装置(STARDUST)数值模型的基础上,建立了灰尘迁移模型,再现了失真空事故下气体流动状态及灰尘迁移特性;通过改变灰尘物性、破口位置及障碍物的存在,进行了灰尘迁移的影响因素分析。结果表明:灰尘物性会影响其在失真空事故下的分布,当颗粒的粒径越小,密度越小时,灰尘的分布越接近气体的速度场;不同破口位置条件下,灰尘在真空室内的分布是不同的;障碍物的存在会极大地限制灰尘的迁移。

严重事故下堆芯围板及吊篮熔融行为研究

为支撑堆芯熔融物压力容器内滞留有效性评估,采用计算流体动力学方法,建立了某先进压水堆堆芯辐射传热数值模型,对严重事故下围板及吊篮的熔融行为及其影响因素进行了研究。研究结果表明,在靠近堆芯燃料组件轴向功率分布因子峰值的节点,围板及吊篮的熔融行为较为显著;在同一节点处,围板的熔融并不是均衡发展的,最先熔穿的区域多发生在外围多个燃料组件交汇处,而吊篮的熔融则呈现出由内向外均衡扩展的变化趋势;压力容器外壁面的换热条件对堆芯围板及吊篮的熔融行为的影响并不显著,而燃料组件发射率的设置对堆芯围板及吊篮的熔融行为具有显著影响。可以为堆芯熔融物压力容器内滞留有效性评估提供技术支持。

丧失交流电源叠加丧失最终热阱事故应对措施分析

为研究丧失交流电源叠加丧失最终热阱事故应对措施,建立了某先进压水堆的一体化计算模型,针对丧失交流电源叠加丧失最终热阱事故,分析了不同应对措施的缓解效果。结果表明,在丧失交流电源叠加丧失最终热阱事故下,若汽动辅助给水泵可以成功运行,则堆芯热量可以被有效排出,一回路压力、温度、水位将维持在相对稳定的状态;若非能动余热排出系统投入成功,则堆芯热量同样可以被有效排出,一回路压力、温度呈现逐渐下降的变化趋势,堆芯则始终处于淹没状态;若汽动辅助给水泵运行失效且非能动余热排出系统投入失败,一回路压力、温度将会上升,而堆芯则会发生裸露,面临熔毁风险。此外,研究结果也表明,在不同应对措施组合下,丧失交流电源叠加丧失最终热阱事故的应对时间是不同的。可以为先进压水堆优化改进关键技术研究提供支持。

“死水区”对模块式小型堆事故进程的影响

为研究严重事故下"死水区"对模块式小型堆事故进程的影响,采用一体化严重事故分析程序,建立了某模块式小型堆(SMR)的系统模型;并分别对"DVI(direct vessel injection)管线双端断裂"和"DVI管线小破口"事故进行了计算分析。研究结果表明,对DVI管线双端断裂事故而言,虽然"死水区"的存在或消除对堆芯损坏等主要事件的发展进程并不会产生明显影响;但"死水区"的消除却能有效减少氢气的产生。对DVI管线小破口事故而言,"死水区"的消除会延缓堆芯损坏等主要事件的发展进程;但由于手动卸压操作的影响,不会明显减少氢气的产生。因此,"死水区"对模块式小型堆事故进程的影响会因破口尺寸的大小等而不同;而且根据计算结果,建议在小型堆的设计过程中应注意尽量避免"死水区"结构的存在。

ITER失真空事故下铍灰尘分布的数值研究

采用计算流体动力学方法,通过对ITER装置的设计结构进行合理简化,建立了ITER装置的三维计算模型,研究了失真空事故下铍灰尘在ITER装置内的迁移进程,得到了铍灰尘在ITER装置内的分布情况。通过分析铍灰尘在不同截面高度、不同时刻的分布特性,得到以下结论:随着高度增加,截面位置上的铍灰尘体积分数呈下降趋势;随着时间推移,截面位置上的铍灰尘体积分数呈上升趋势。

单隔间内氢气流动分布特性数值模拟与实验验证

以局部隔间氢气流动分布特性研究实验装置中的单个隔间作为几何结构,建立小空间内氢气分布数值研究的计算流体动力学分析模型,对不同湍流模型适用性展开讨论分析,通过对比实验数据和模拟数据,给出最优湍流模型的选择,进一步对低质量流量工况下氢气在小空间内的流动分布进行数值模拟。模拟结果表明:在选取的6种两方程湍流模型中,采用Realizable k-ε、RNG k-ε、Standard k-ε湍流模型计算得到的结果与实验值吻合较好,能够准确地反映氢气在小空间内的释放过程和分布情况;低质量流量工况下,氢气主流区域径向范围较小,氢气在容器中上部呈稳定均匀分布。

基于RELAP5的高温棒束通道再淹没数值模拟研究

基于ABB Atom 3×3棒束再淹没实验,运用RELAP5建立其实验装置的定流量再淹没计算模型,通过与实验结果做比对验证模拟的有效性,研究在高、低两种注水流量下从底部再淹没高温棒束通道时的不同骤冷现象,分析期间的流动形态、传热特性,液位进程,先驱冷却效果差异等。模拟结果表明:低流量下主液位落后于骤冷前沿,高流量下骤冷前沿明显落后于主液位;通过对比发现在高流量下的高液位为高温壁面带来更强的先驱冷却,使壁面温度更快的降到再湿温度,而低流量下几乎匀速上升的液位变化进程对前沿下游的高温壁面冷却较慢,需要更长的时间才能降到再湿温度。这些分析将为研究此模型下的重力注水打下坚实的基础。

基于REVENT实验的气溶胶再夹带模型适用性分析

在核反应堆事故后卸压等特定场景下,安全壳内液体大量蒸发,液相中气溶胶在蒸汽作用下被夹带回气相中的现象称为再夹带。本文基于Revent实验结果对Kataoka&Ishi’s和Cosandey’s再夹带模型的适用性进行了评估。首先将模型转化为程序语言,针对实验建立分析模型并对不同工况开展模拟研究;然后通过对比分析模型预测结果与实验测量结果,评估了在不同压力、气体组分条件下,Kataoka&Ishi’s各夹带区域模型预测可溶性气溶胶再夹带行为的适用性,Cosandey’s模型预测可溶性、不可溶性气溶胶再夹带行为的适用性。结果表明:Cosandey’s模型更适用于预测核电厂事故工况下安全壳内不同种类气溶胶粒子再夹带行为。

重力注水过程流动不稳定现象关键影响因素研究

重力驱动注水过程中由于流量较小以及蒸汽的积聚可能导致流动不稳定现象的发生,对核反应堆安全运行具有重要的影响。通过实验研究的方法,搭建了重力注水模拟实验装置,研究了不同蒸汽出口形阻、高位储水箱水位和加热棒初始温度下流动不稳定现象的变化规律。结果表明,重力驱动注水过程流动不稳定现象包含冷却水初次注入阶段、注入水逐出阶段和冷却水再注入阶段等。在一定冷却水初始温度、冷却水入口形阻以及系统压力下,蒸汽排出速度以及实验本体内筒顶部的聚集情况取决于蒸汽出口形阻,减小蒸汽出口形阻可加快蒸汽排放速度,压力峰峰值降低、振荡周期变长,有利于系统稳定;提高高位储水箱水位加快了冷却水注入速率,增加了加热棒被淹没率,降低了流动不稳定现象的发生次数和持续时间;随加热棒初始温度的升高,冷却水流量出现了波动向停滞的转变,流动不稳定现象发生的次数增加且持续时间加长。

氢气迁移扩散二维模型分析

长期以来,氢气风险控制措施一直是能源安全研究的重点,氢气迁移扩散特性的预测是制定氢气风险控制措施的基础。本文基于现有氢气迁移特性机理模型研究成果,耦合氢气扩散过程中的夹带现象及空气阻力因素,建立了大空间内氢气迁移上升扩散的二维数学模型,利用该模型计算得到大空间内的氢气速度分布与浓度分布,并与典型实验数据进行了对比。基于实验数据比对结果,通过拟合系数法得到了优化的夹带系数与阻力系数表达式,采用修正系数的模型的计算结果与实验数据吻合良好,验证了模型的合理性。

控制棒驱动机构缓冲轴运动特性研究

针对ML-B型控制棒驱动机构冷热态性能试验中缓冲轴运动时间波动较大的问题,对驱动机构步进运动过程中缓冲轴的运动特性进行了研究。分析了驱动机构在提升和下插运动过程中缓冲轴的不同下插运动状态,以及相关结构参数对运动时间的影响,找到了引起缓冲轴运动时间大幅度波动的关键结构参数。研究结果表明:弹簧刚度和负载的变化不会导致缓冲轴下插运动时间的大幅度波动,造成缓冲轴运动时间大幅度波动的因素只可能是挤水运动的间隙,在间隙小于0.19 mm时,每0.01 mm的波动将会导致冷态空载状态下运动时间约90 ms的波动、热态空载状态下运动时间约35 ms的波动。

实验装置氢气混合的数值研究

采用计算流体动力学方法,以LSGMF(Large-Scale Gas Mixing Facility)气体混合实验为参照,首先建立了LSGMF的三维物理模型和网格模型,然后对相关湍流模型的适用性进行了讨论,最后通过与实验数据对比,对所建立的计算模型进行了验证。结果表明,采用标准k-ε湍流模型计算求得的氦气浓度分布与实验数据较为吻合;目前所建立的CFX计算模型及方法基本上满足严重事故下氢气混合特性研究的需要,可以用于开展后续严重事故下多组分气体的扩散、流动、混合特性的研究。

重力注水流动不稳定现象关键影响因素实验研究

重力注水过程由于流量较小,可能导致流动不稳定现象等问题,对核反应堆安全性有着重要的影响。因此,基于由高位水箱、实验本体、出入口阻力调节阀和冷却水箱组成的实验装置开展了实验,研究了实验本体入口形阻、加热功率、系统压力和冷却水过冷度对流动不稳定现象的影响。研究结果表明,根据冷却水注入流量的变化,重力注水流动不稳定现象可以分为3个阶段:冷却水初次注入阶段、冷却水逐出阶段和冷却水再注入阶段。在一定的加热棒初始温度、实验本体出口形阻和高位水箱液位的情况下,增大实验本体入口形阻减小了流动不稳定现象的发生次数和持续时间,同时也降低了冷却水注入流量,并最终导致一段时间内冷却水注入出现了停滞。增大加热功率加快了冷却水的沸腾,缩短了单相流动的时间,降低了系统的稳定性。提高系统压力减小了冷却水和蒸汽的密度差,提高了冷却水的吸热能力,抑制了冷却水的沸腾,提高了系统的稳定性。增大冷却水过冷度提高了冷却水的吸热能力,降低了空泡系数,延长了压力震荡的周期,提高了系统的稳定性。相关结果可以为核反应堆非能动安全系统的评估提供参考。