新型兆瓦级紧凑核动力装置的非能动余热排出系统设计分析

热管堆具有结构简单、布局紧凑、固有安全性高的特点,是无人潜航器的理想堆型之一。针对采用热管堆的新型兆瓦级高效紧凑核动力装置,设计了一种利用自然循环冷却热管绝热段的非能动余热排出系统。使用计算流体力学方法对不同几何参数的余排系统的排热能力进行模拟分析,使其保守满足最大余排功率的需求。结果表明:热管管束周围设计围板导流有利于降低流体最高温度,围板进出口宽度几乎不影响换热能力,而延长围板下部不利于自然循环;3.5兆瓦热管堆的应急冷却舱轴向长度为160 mm时可以保守满足最大余排功率,并在5~25℃的环境温度下均可正常工作。

基于“一维系统+三维CFD”耦合方法的快堆非能动余热排出系统自然循环特性的数值模拟

池式快堆采用了新型非能动堆内直接余热排出(DRACS)方式,提升了快堆的安全性。目前针对池式快堆自然循环开展的数值模拟研究中,系统程序难以准确预测池内复杂自然循环路径,难以准确模拟池内三维热工水力现象,如果采用三维CFD计算建模及网格划分难度较高,且所需计算资源较大。为此本文开发了“一维系统+三维CFD”耦合方法,用于快堆非能动余热排出系统自然循环特性计算分析。利用日本大型钠回路实验台架(PLANDTL)DRACS自然循环模式对该耦合方法进行验证,稳态工况关键位置参数相对误差小于3%,瞬态工况关键位置参数与实验值变化趋势吻合较好,相对误差小于10%,验证了该耦合方法的适用性和准确性。利用该耦合方法,开展了中国实验快堆(CEFR)自然循环及余热排出特性计算分析,识别了池内自然循环流动路径,揭示了池内温度分层以及盒间流现象。本文方法可为大型钠冷快堆自然循环三维瞬态特性分析提供重要数值方法。

小型堆二次侧非能动余热排出系统特性计算分析

为提高反应堆安全性,基于自然循环的非能动余热排出系统在小型反应堆中有着广泛的应用。本文基于已完成的小型一体化核动力装置中间回路换热实验,用RELAP5(Reactor Excursion and Leak Analysis Program)对中间回路自然循环运行特性开展了计算分析工作。研究发现,载热功率的程序计算结果与实验数据符合良好,可表征系统的自然循环特性。在余热排出系统中,系统回路的压力由蒸汽发生器(Steam Generator,SG)一次侧平均温度所决定,SG一次侧入口温度、质量流量与冷热源高度差对余热排出系统换热性能影响显著。当SG一次侧入口温度较高时,余热排出系统换热性能对系统回路阻力更加敏感,这些结果为进一步研究小型堆非能动系统提供了有价值的应用。

基于MBSE的铅冷快堆非能动余热排出系统设计需求分析

针对传统的铅冷快堆非能动余热排出系统设计中存在开发效率低、迭代周期长、模型二义性等前期需求问题,本研究将基于模型的系统工程(Model-based System Engineering,MBSE)方法应用于铅冷快堆非能动余热排出系统设计需求中,结合设计流程进行系统架构的初步设计,该系统架构由需求分析、功能分析和设计综合三部分组成。结果表明:需求分析阶段生成的需求图和用例图可捕获系统需求并确定系统顶层用例;功能分析阶段绘制的时序图、活动图和状态机图可形成系统功能模型并提供早期确认与验证;设计综合阶段建立的白盒模型最终实现系统架构的分析与设计。采用该方法设计的系统架构可确保前后设计需求一致性,进一步降低设计风险并提高设计效率,可为数字化铅冷快堆非能动余热排出系统设计与优化提供应用参考。

二次侧非能动余热排出系统启动特性研究

以海洋核动力平台为应用背景,针对其二次侧非能动余热排出系统设计方案,设计搭建了模拟实验装置,研究了系统的启动特性,分析了系统在启动过程中重要参数的变化规律。结果表明:在所研究的工况范围内,二次侧余热排出系统均能够建立稳定的自然循环,有效导出蒸汽发生器中U型管输入的热量;在二次侧非能动余热排出系统启动过程中,初始投运压力只会影响系统达到渐进稳态的过程,而不会对系统的最终稳定状态产生影响;冷却水箱中的热分层是影响余热排出换热器出口温度演变特性的重要因素。

螺旋半圆管夹套式余热排出装置传热分析及设计程序开发

提出一种适用于小型反应堆的螺旋半圆管夹套式非能动余热排出装置,利用螺旋半圆管夹套具有的传热效率高、结构紧凑等优点,与反应堆主容器形成一体化的紧凑设计。基于此,对螺旋半圆管夹套的传热过程进行了分析,提出传热计算模型并基于此开发了热工设计程序,通过与公开文献中试验数据的对比分析,验证了程序的正确性,可以用于半圆管夹套式余热排出装置的工程设计。

非能动余热排出系统空冷器设计研究

总结并讨论了核电非能动余热排出系统中空冷器的设计方法。分析表明,铝翅片比钢翅片的传热性能更高,经济性更好,设计时应当优先考虑。但核级空冷器在高温条件下运行较为普遍且自然循环驱动力更大,因此在铝翅片不适用的情况下,采用翅片效率较低但许用温度更高的钢翅片也能满足设计要求,并且迎面风速同样能控制在1m/s以上。此外,为了准确掌握空冷器在余热载出过程中随堆芯衰变热变化而呈现出的不同传热和阻力特性,有必要开展中、低流量下的热工水力试验研究。

AC600 二次侧非能动应急堆芯余热排出系统实验装置及研究计划

ＡＣ６００二次侧非能动应急堆芯余热排出系统实验装置是一座大型非能动安全系统实验研究装置。在设计上，它以热工水力模拟理论及模拟准则为依据，在保持原型系统主要热工水力现象和过程的前提下，对系统进行了必要的简化。本文介绍了该实验装置回路、电气、仪表及测控系统的设计原则和设计结果，以及第一阶段研究计划和内容。最后。

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。

核动力装置非能动余热排出系统的数学建模与仿真

非能动余热排出系统是新一代先进反应堆的重要特色,提出一种利用核岛仿真模块模拟蒸汽发生器二次侧非能动余热排出系统的建模方法,构建适用于非能动余热排出系统仿真的热前沿追踪计算模型,改进了垂直传热管内的蒸汽凝结换热模型,研制了仿真程序;利用原理性试验数据对模型与程序进行了验证;对实际装置的非能动余热排出系统的运行特性进行仿真,与核动力装置最佳估算程序RELAP5/MOD3.2的计算结果进行了比较;结果表明:提出的仿真建模方法可行,建立的仿真模型计算精度高,适用于核动力装置非能动余热排出系统的实时仿真。

基于CFD的气冷微堆堆芯与非能动余热排出系统一体化数值分析

为了在事故条件下导出气冷微堆堆芯余热,本文提出了一种非能动余热排出系统(简称余排系统)设计。余排系统的自然循环流动换热和反应堆堆芯的温度分布具有紧密的耦合反馈作用,对于事故条件下的余排系统换热性能和燃料最高温度有重要影响。本文基于COMSOL Multiphysics软件,针对棱柱型气冷微堆设计,开发了包含反应堆堆芯和余排系统的一体化流动传热计算模型,并与MHTGR基准题和方腔自然对流基准题开展了关键模型验证。利用该计算模型分别研究了正常运行稳态和失流未失压事故瞬态工况下的余排系统工作特性以及堆芯温度响应状态,评估了该系统对事故的缓解效果。计算结果表明,正常运行工况下,余排系统空气自然循环流动规则平稳,带热造成的热损耗水平可以接受,不会显著影响堆芯温度。在失流未失压事故工况下,余排系统早期换热功率较高,后期由于压力容器壁面温度的下降而逐渐降低。总体而言,该系统能有效导出堆芯热量,从而保证堆芯结构的完整性。本文建立的一体化CFD计算模型能用于气冷微堆余排系统的方案设计以及事故安全分析评价。

摇摆对非能动余热排出系统自然循环能力影响的试验研究

在摇摆台架上对摇摆条件下的非能动余热排出系统的自然循环能力及其相关特性进行了试验研究。分析了附加压降和重位压降对流动特性的影响,以及摇摆条件下的重位压降和流动阻力对流速的影响。结果表明:摇摆条件下,非能动余热排出系统自然循环能力下降。摇摆振幅越大,平均凝水流量越小,波动幅度越大;凝水流量最小值随摇摆振幅的增大而下降很多,但凝水流量最大值变化较小。系统参数变化与摇摆周期关系不大。附加压降不会对平均流速产生影响,重位压降对平均流速的影响与周期无关。重位压降对流速的影响比流动阻力的影响小得多。随着摇摆振幅的增加,流动阻力对平均流速的影响略有降低。

摇摆条件下非能动余热排出系统运行特性的试验与理论研究

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。在RELAP5/MOD3.2程序的基础上,采用漂移流模型替代两流体模型,通过修正混合物动量方程、冷凝传热模型,对程序进行改进,利用改进的RELAP5程序,对摇摆条件下的非能动余热排出系统进行了数值模拟,计算结果与试验结果相吻合,误差在10%以内。改进的冷凝换热关系式可较好地用于含有液滴夹带的冷凝换热计算。在摇摆试验中,凝水温度与蒸汽压力波动很小。

AC600 二次侧非能动应急堆芯余热排出系统实验装置调试及其经验

根据ＡＣ６００二次侧非能动余热排出系统实验装置的调试程序、运行规程及调试大纲，进行了该实验装置调试。调试结果表明：ＡＣ６００二次侧非能动余热排出系统实验装置设计是成功的，可以进行ＡＣ６００二次侧非能动余热堆芯排出系统实验研究。

舰船核动力装置非能动余热排出系统运行特性

用RELAP5/MOD3.2安全分析程序对某型舰船核动力装置非能动余热排出系统进行数学建模,并用实际装置的试验结果进行校核验证。重点分析了自然循环工况下蒸汽发生器U型管内冷却剂倒流特性对非能动余热排出系统运行特性的影响。结果表明:舰船核动力装置发生全部电源丧失事故时,蒸汽发生器二次侧非能动余热排出系统能正常投入运行,但蒸汽发生器U型管内冷却剂会发生倒流,降低了一回路主系统的自然循环能力。

船用核动力装置非能动余热排出系统设计初探

为解决船用核动力装置发生全船断电后的热量导出问题,本文提出了一种船用核动力装置非能动余热排出系统设计方案。该方案以缓冲水箱为中间导热载体,以海水为最终热阱,采用在蒸汽发生器二次侧建立自然循环的方式间接地带走堆芯余热。以国外典型核动力舰船的数据作为参考,以全船断电事故为案例,用RELAP5程序分析了该非能动余热排出系统的运行特性。结果表明:事故发生后,余热排出系统内可较快地建立起自然循环,并依靠自然循环带走反应堆的剩余发热,在事故后可保证反应堆安全,证明系统设计合理、有效。本文也进一步分析了设计容量、换热器布置位置、船用环境等对余热排出系统运行特性的影响,研究结果可为类似船用核动力装置的设计提供参考。

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。

全厂断电事故下AP1000非能动余热排出系统瞬态特性数值分析

在一维质量、动量和能量守恒方程基础上建立了AP1000反应堆主冷却剂系统及非能动余热排出系统数学模型,并编制了用于该系统瞬态特性分析的动态仿真程序PRHRSDSC。模拟了非能动余热排出系统在全厂断电事故下的瞬态响应过程,并将计算结果与西屋公司的LOFTRAN程序结果进行对比。结果表明:系统可依靠自然循环有效导出堆芯余热,一回路冷却剂温度维持在过冷状态,峰值压力未超过运行压力限值,各参数的变化趋势符合良好,证明了建模的合理性。

全厂断电事故下AP1000非能动余热排出系统分析

利用RELAP5/MOD3.3程序对AP1000反应堆一回路及非能动系统进行建模计算,给出了AP1000非能动余热排出系统(PRHRS)在全厂断电事故下的瞬态响应特性。计算结果表明:情况1,PHRH系统由蒸汽发生器低水位与低启动给水流量符合信号启动,稳压器安全阀的开启导致PRHRS发生倒流现象,并会引起堆芯冷却剂过热沸腾、压力容器进出口温差过大等后果;情况2,由断电信号直接触发PRHRS,触发前安全阀不开启,此时PRHRS正常运行。

基于RELAP5的蒸汽发生器二次侧非能动余热排出系统影响因素分析

采用RELAP5程序对蒸汽发生器(SG)二次侧非能动余热排出系统进行计算分析,研究液柱初始高度、液柱初始温度、系统阻力系数、加热功率和初始水装量等因素对自然循环特性的影响。