热工水力系统分析软件数值水锤抑制方法研究

中广核集团正在研发一款新的热工水力系统分析软件LOCUST 2.0,它采用两流体双压力七方程模型。由于LOCUST 2.0采用欧拉体系描述流体方程,在数值离散的控制体边界会因数值处理方式引入像管道末端水锤现象类似的虚假的压力剧烈波动,这种现象一般被称为水塞或数值水锤现象。单压力模型的水塞现象抑制方法不再适用双压力,因此设计了一种针对双压力模型的系统分析软件水塞现象抑制的方法。该方法包括识别发生水塞现象的控制体,并修正发生水塞现象的控制体压力方程中的特定项,进而重新求解压力方程。修正压力方程过程中,设计了具备压力波动幅度自适应能力的抑制因子。将上述方法用于LOCUST 2.0数值求解中,对不同压力下饱和与过冷液相入口条件进行了测试,结果表明:本方法达到了消除压力剧烈波动的目的,且所设计的抑制因子的效果优于采用两流体单压力系统分析软件传统采用抑制因子的效果。

热压作用下新风系统水力工况分析方法研究

热压作用导致通过竖直立管送风的空调新风系统水力失调且并联管路阻力不平衡,无法计算管网阻抗及进行水力工况分析,针对该问题提出了适用于热压作用下的新风系统水力工况分析方法。该方法将整体管网看作并联的各末端通风支管虚拟闭合环路,求解压阻平衡方程组,拟合了各闭合环路与管网的特性曲线方程,确定了虚拟闭合环路阻抗,实现了热压作用下管网流体流动及流量分配规律的描述。计算中考虑了管网流量与摩擦阻力系数、局部阻力系数的耦合关系。以某办公楼新风系统为例,利用环路阻抗方法对热压作用下管网的水力工况进行了分析,其计算结果与方程组迭代计算结果相吻合,表明了所提方法的准确性。

基于RELAP5 MOD3.2的钠冷快堆热工水力系统分析程序开发及验证

对大型核反应堆热工水力分析程序RELAP5 MOD3.2进行了改造,使之适用于钠冷快堆系统安全分析。在不影响原程序功能的基础上添加了气液两相钠物性和液态金属对流换热模型,并改造了相应的初始化模块和计算模块。改造后的程序可正确模拟钠的流体力学特性和热物性,搭建钠冷快堆热工水力流体网络进行分析计算。对EBR-Ⅱ试验堆基准题进行了稳态模拟和失流事故分析,其中稳态计算主要参数与实验值相对偏差小于1%,瞬态计算相对偏差小于10%,各参数变化趋势与实验值相符良好,初步验证了改造程序的可靠性。

钠冷快堆二回路系统热工水力瞬态分析程序SELTAC的开发与应用

针对钠冷快堆二回路系统的具体结构和运行特点,对中间热交换器、直流蒸汽发生器、钠缓冲罐以及泵、管道等设备和部件建立模型,采用FORTRAN语言自主编制了二回路系统热工水力瞬态分析程序SELTAC。利用中国实验快堆的停堆试验数据对所编制程序进行了初步验证。结果表明,程序计算值与试验值趋势一致,最大相对偏差不超过4.34%,吻合程度较好。将验证后的程序与一回路系统程序耦合,分析了某600 MW钠冷快堆在主热传输系统保持排热能力时的紧急停堆工况,得到了二回路系统的瞬态特性,为大型商用快堆电站的设计提供了参考。

停堆余热冷却系统-化学容积控制系统热工水力特性分析

广东大亚湾核电站 1号机组在维修或冷停堆换料期间，停堆余热冷却系统的化学容积控制系统净化流量严重不足，远远低于设计要求。而该净化流量在电站维修或冷停堆期间起着非常大的作用，改进停堆余热冷却系统，提高化学容积控制系统净化流量成了当务之急。为了确保改进后的停堆余热冷却系统-化学容积控制系统能提供满足系统手册要求的净化流量，本文用 RELAP5/MOD3程序计算分析了大亚湾核电站 1号机组停堆余热冷却系统-化学容积控制系统改进前后的热工水力特性，为制定停堆余热冷却系统-化学容积控制系统的改进方案提供了依据。

空调变水量系统水力与热力工况的模拟与分析

由于空调变水量冷冻水系统管网流量频繁变化,动态管网特性难以把握,提出了逐时模拟管网的热力工况和水力工况的计算方法,并利用MATLAB软件编程,进行实例计算,为水泵选型和改造提供所必须的前提条件。

供热系统全网水力工况的时空分析

随着供热系统的规模化、复杂化和智能化发展,热网在时间动态的多工况水力分析和全网空间信息的数据分析,对热力企业发展的科学决策和生产运行调度的指导具有重要意义。以热力公司全网水力工况分析校核为基础,提出因地制宜的时空分析方法。通过热力公司在切网运行、多热源联网和分布式变频输配等多工况运行方案分析,指出现有管网拓扑结构本身和运行方案的优化方法,以提升全网水力工况运行的安全性和经济性。

ORNL 10MW熔盐实验堆(MSRE)排盐罐冷却系统热工水力特性分析

熔盐堆以液态熔盐为燃料,停堆后熔盐排入排盐罐中,余热排出系统利用排盐罐中冷却套管内的循环冷却水将余热导出。本文针对美国10 MW熔盐实验堆(MSRE)排盐罐套管式换热元件的结构特点,分析了套管气隙层宽度以及冷却水上升环腔宽度对系统功率、自然循环过程等的影响。计算结果表明,当气隙层宽度在3.1–5.1 mm时,系统冷却功率及循环流量相差均在5%内,对系统影响不大;当冷却水上升环腔宽度从3.6mm增至5.1 mm时,系统循环流量从1.9 kg/s增至4.79 kg/s,换热功率变化不明显。

基于关联规则的火电厂热工保护用机电系统故障分析方法

传统火电厂热工保护用机电系统故障分析方法直接对故障信号高维特征进行解析,未对系统故障微弱信号进行高效解耦提取,造成传统方法故障识别率低,因此提出基于关联规则的火电厂热工保护用机电系统故障分析方法。对系统故障微弱信号进行高效解耦提取,并在此基础上基于关联规则进行故障信号高维特征解析,设计火电厂热工保护用机电系统故障自动检测流程,实现系统故障自动检测。实验结果表明,该研究方法故障识别率更高,故障识别效果更好。

海洋条件反应堆热工水力系统分析程序开发及验证

为解决我国浮动核电站研发过程中缺乏适用于海洋条件的反应堆热工水力系统分析程序的问题,本文通过对船舶典型运动形式进行数学描述,建立了海洋条件下流体的惯性加速度模型。通过在现有商用程序中添加海洋条件计算模块,开发得到了适用于船舶核动力装置的反应堆热工水力系统分析程序,并利用实验验证和程序间对比验证的方式对海洋条件建模和程序修改的正确性进行了评估。结果表明:程序能够实现对摇摆运动下流动波动实验的模拟,不同运动条件下的程序计算结果与RETRAN-02/GRAV等程序符合良好,证明了运动条件下程序计算结果的可靠性。

基于RELAP5/MOD3.2的铅铋堆热工水力系统分析程序改造及验证

对用于水堆的热工水力系统分析程序RELAP5/MOD3.2进行适应性改造,使其可用于铅铋快堆热工水力分析。保留原程序的所有功能,添加铅铋合金的物性参数以及换热模型,并添加流体类型选择接口。使用NACIE装置基准题对程序进行验证,计算输出热源进出口铅铋合金温度、热源表面温度、质量流量与参考文献变化趋势相符,相对误差最大为5%,初步验证改造后程序的可靠性。改造之后的程序可以对铅铋快堆进行热工水力分析。

TACR热传输系统热工水力瞬态分析

钍燃料的利用对于缓解核燃料资源短缺具有重要意义,坎杜型反应堆(Canadian Deuterium Uranium,CANDU)在堆芯布置、中子利用效率及先进燃料循环方面具有较高的灵活性,使得其在CANDU反应堆中引入钍燃料循环更具现实意义。CANDU型反应堆中钍基燃料应用关键基础技术研究是加拿大与我国正在开展的合作课题,其中开发自主的CANDU堆堆芯热工水力设计和安全分析程序是钍基燃料应用必不可少的设计工作之一。本文针对CANDU型反应堆热传输系统结构特点,采用FORTRAN程序设计语言开发了适用于CANDU型反应堆热传输系统的热工水力瞬态分析程序CANTHAC(CANDU Thermal-Hydraulic Analysis Code)。利用CANTHAC对钍基先进CANDU堆(Thorium-based Advanced CANDU Reactor,TACR)进行了瞬态分析,计算工况包括满功率稳态、无保护蒸汽发生器(Steam Generator,SG)二次侧给水温度降低事故及完全失流事故。其中,满功率稳态计算结果与清华大学设计的钍基先进CANDU堆TACR设计值吻合较好,相对误差不超过2%,在可接受范围内;无保护SG二次侧给水温度降低事故及完全失流事故在计算条件下所得的燃料温度及系统压力等关键热工水力参数均在安全限值内,满足安全准则要求。程序为模块化编程,便于移植和改进,具有一定的通用性,为进一步研究工作奠定了基础。

快堆钠-水蒸汽发生器热工水力稳态综合性能研究

钠-水直流蒸汽发生器作为分隔钠冷快堆二、三回路的重要屏障,有着非常重要的地位。为分析蒸汽发生器的流动换热特性,西安交通大学搭建了快堆钠-水蒸汽发生器综合性能试验台架,开展了一系列稳态实验,并自主开发了一维两相热工水力设计程序。从稳态实验中选取低功率、中等功率以及满功率5个典型工况开展DeCOSS程序稳态计算。在对实验数据以及计算结果进行归一化处理后,对钠侧轴向温度分布以及蒸发器出口钠侧、水侧出口温度进行对比验证。可发现不同功率工况下,DeCOSS程序计算结果均与实验数据符合良好,验证了蒸汽发生器自主化设计和分析程序的正确性。此外,获取的实验数据也可反之修正DeCOSS程序计算方法,为今后钠-水蒸汽发生器开展相关课题的研究奠定基础。

蒸汽发生器排污系统的热工-水力特性分析

通过Flowmaster软件建立岭澳核电站3、4号机组的蒸汽发生器排污系统(APG)的水力学模型,改变设置工况,对APG的热工-水力特性进行分析,重点关注对APG影响较大的参数。通过分析可知,由于再生式换热器前的管道具有"热惯性效应"使得蒸汽发生器(SG)温度较快的瞬态波动不会影响到换热器;排污水经再生式热交换器冷却之后的温度对于SG排污水温度的变化并不敏感,但是对冷却水入口温度的改变非常敏感;减压与流量控制站下游阻力的快速升高,会导致压力控制功能失效,从而引发压力高报警和安全阀释放。

“华龙一号”应急给水系统热工水力分析

福岛核电站事故后,同时随着国内外三代核电技术的发展,国内自主研发的“华龙一号”堆型成为国内核电发展的重要革新之路。应急给水系统为重要专设安全系统之一,在事故后缓解事故后果,将核电站带到安全状态起着至关重要的作用。通过单一故障准则分析识别出“华龙一号”应急给水系统在事故缓解中最恶劣的运行工况,并通过FLOWMASTER热工水力软件对该系统方案的设计和运行工况进行了数值验证,对系统关键参数进行了敏感性分析。分析结论表明:“华龙一号”的应急给水系统方案满足三代核电机组的安全要求;限流孔板孔径和给水流量呈线性变化的关系,“华龙一号”机组适用的孔板孔径为17.0~20.0 mm;“华龙一号”机组适用的调节阀小档开度区间为30%~45%,以及在调节阀同步调节时的流量调节敏感区域为0~50%,不同步调节时的流量调节敏感区域为20%~60%。

热工水力系统程序RELAP 5的CCFL模型适用性分析

冷却剂丧失事故(LOCA)是重要的核电厂设计基准事故之一。它是指冷管段和热管段的大破口事故,都可能导致相向流动限制(CCFL)现象的发生,在再灌水阶段中,反应堆内的下降段中蒸汽较大的向上流动导致安注系统的水不能向下及时注入堆芯,发生CCFL现象。常用的热工水力系统程序(如RELAP 5)中采用专门的模型描述这一现象,但针对不同的几何结构,程序需要用户选择不同的模型及其参数。针对该现象中的相间作用机理展开模型研究,对以直管段为结构特征的Dukler实验台和以棒束通道为测试段的Karei实验台进行建模,通过与实验数据的对比分析,研究了不同CCFL模型的适用性。

AP1000主回路系统热工水力瞬态计算程序RETAC的开发

针对先进压水堆AP1000的具体结构和运行特点,采用FORTRAN程序设计语言,自主开发了用于AP1000主回路系统热工水力瞬态计算的微机型程序RETAC(REactor Transient Analysis Code)。利用程序对AP1000失流事故进行分析,得到了堆芯燃料中心最高温度、最小偏离泡核沸腾比(MDN-BR)、稳压器压力、水位及蒸汽发生器二次侧压力、水位等主要系统参数的瞬态特性。分析结果表明,在失流事故初期阶段,堆芯热通道燃料中心最高温度和MDNBR不超出规定限值,满足安全准则要求。RETAC完全采用模块化编程,便于移植和二次开发,可为后续开发自主知识产权的大功率压水堆安全分析程序提供借鉴。

CFD方法在棒束定位格架热工水力分析中的应用研究

利用UG、CFX程序和计算流体力学(CFD)方法对AFA-2G组件5×5棒束定位格架进行了几何建模和通道内单相水三维流场数值模拟,包括特定流速下流场的定性和定量分析、不同流速下的阻力特性分析等。将分析结果与相应试验结果进行了比较,结果表明:采用合理的结构简化、恰当的物理模型和数值求解算法,CFX程序能较好地模拟棒束定位格架通道内的单相水三维流场,其模拟结果与试验结果符合较好。

钠冷快堆瞬态热工水力及安全分析程序开发

钠冷快堆是第4代核反应堆的主力堆型,瞬态热工水力及安全特性是其设计研发和安全评审的重要工作,需要专用的分析工具。本文基于模块化建模思想,建立了钠冷快堆系统关键部件的热工水力模型和辅助模型,采用具有高稳定性和自动变步长能力的Gear算法,开发了钠冷快堆瞬态热工水力及安全分析软件THACS,并通过了国际基准题EBR-Ⅱ的有保护失流事故实验SHRT-17的初步验证。结果表明,THACS程序能较好模拟此实验的瞬态过程,具备钠冷快堆瞬态热工水力及安全分析的能力,可为我国钠冷快堆研发提供支持。

聚变发电反应堆双冷锂铅包层热工水力学设计与分析

依据结构设计和中子学计算结果给出了聚变发电反应堆FDS-Ⅱ双冷锂铅(DLL)包层热工水力学设计方案。采用数值计算软件对液态金属增殖区LiPb流场和第一壁热-结构等进行了模拟,并对功率转换系统的热效率进行了计算。通过分析评估,证实该包层热工水力学方案能较好地实现FDS-Ⅱ聚变发电反应堆预期目标。