非能动安全壳冷却系统空气混合对流换热试验研究

为论证大型非能动核电厂空气导流板优化方案的可行性,搭建了安全壳冷却能力验证试验台架(COCOVET)。本文选取COCOVET空气冷却试验工况,采用粒子图像测速(PIV)手段将非能动安全壳冷却系统(PCS)环腔的空气流动可视化,通过对比试验数据和程序模拟结果,研究PCS环腔空气强迫对流和自然对流并存的混合对流换热现象,论证导流板优化方案可行性。研究结果表明:PCS环腔下降段空气到达导流板尾部区域后,大部分空气折流180°进入上升段,沿导流板向上流动,少量空气沿冷却面继续向下流动。在无导流板区域,加热面传热方式以偏自然对流类型为主,加热面热流密度沿高度方向基本不变。在有导流板区域,PCS环腔上升段存在明显的入口效应,加热面热流密度呈现迅速增加后降低的趋势。安全壳安全分析程序计算值和试验值符合良好,适用于模拟空气混合对流换热过程。研究结果验证了大型非能动核电厂导流板优化方案可行性,也丰富了空气混合对流换热研究内容。

非能动安全壳冷却系统DBC工况下流动传热特性研究

拓展非能动安全系统的应用场景、简化安全系统及支持系统的设计、提高电厂经济性是三环路压水堆优化创新的主要方向之一,使用非能动安全壳冷却系统(PCS)应对设计基准工况(DBC)是重要技术选项,在DBC工况下利用PCS有效导出安全壳内热量,使安全壳内温度、压力及相应的放射性释放满足限值要求。本文基于三环路压水堆开式非能动安全壳冷却系统,采用RELAP/SCDAP-SIM程序建模,开展该系统在DBC工况下的流动传热特性研究,分析影响该系统应对DBC可行性的关键因素。研究结果表明,在不改变换热器形式的情况下,为了应对DBC工况,换热器传热管数量与严重事故工况相比将增加约2.5倍,该系统在安全壳内的布置成为限制其可行性的关键因素。传热管管径和壁厚对系统自然循环能力和导热功率影响较小。系统冷热芯位差不能过高,否则无法建立有效的自然循环。蒸汽冷凝换热系数是系统导热功率的关键影响因素,有必要开展在DBC环境条件下安全壳内蒸汽冷凝换热实验,获得与真实条件更加符合的换热系数。本文研究成果为PCS应对DBC相关的系统、换热器设计及工程验证提供参考。

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。

典型严重事故非能动安全壳冷却系统效果分析

先进压水堆采用非能动安全壳冷却系统(PCCS)在事故下维持安全壳完整性,包括重力喷洒形成安全壳外部水膜冷却和空气冷却流道中空气对流传热。针对严重事故下PCCS效果研究,建立了非能动压水堆安全壳及非能动安全壳冷却系统的传热分析模型(包括对流传热及蒸发/冷凝传热),并耦合反应堆主系统模型及专设安全设施模型。通过与西屋公司PCCS大尺度试验结果的比对验证了模型的可用性,进而针对非能动先进压水堆选取全厂断电、热段小破口失水始发事故作为典型严重事故序列,模拟了事故进程、主系统响应及安全壳的响应,分析了PCCS对安全壳的降温、降压作用。结果表明,安全壳压力72h内未超过安全限值,保持安全壳完整性。

非能动安全壳冷却系统CFD冷凝和蒸发模型研究

利用计算流体动力学(CFD)程序平台CASTEM,开发非能动安全壳冷却系统的冷凝、蒸发模型。冷凝模型中分别采用Buleev和k-ε两种湍流模型,蒸发模型采用了G.Aiello(2009)发展的液膜蒸发模型。试验验证分析表明,计算值与试验值吻合较好,所建立的冷凝、蒸发模型能较好地模拟非能动安全壳冷却系统在稳态下的传热传质特性。

AP1000非能动安全壳冷却水贮存箱流固耦合动态特性实验和分析

地震作用下,AP1000的非能动安全壳冷却水贮存箱(PCCWST)的水与结构产生的流固耦合作用可能会对安全壳的完整性造成威胁。在AP1000屏蔽厂房的设计中,非规则形状的PCCWST被简化为圆柱体,采用Housner模型进行结构设计,但该简化对冲动质量的影响仍有待研究。本工作以PCCWST为原型,设计完全缩比试验模型和等体积缩比模型,分别进行了振动台模型试验,测量了水晃动频率、结构频率和阻尼比。通过实验数据反推出PCCWST内水的冲动质量和晃动频率等。最后针对AP1000混凝土安全壳建模,采用附加质量法考虑流固耦合效应,利用实体单元模拟水的冲动效应,进行了有限元建模以及模态分析和时程分析,并将结果与其他两种流体单元(Fluid30和Fluid80)的结果进行对比。本文的研究对PCCWST的设计和评审具有参考价值。

应用GOTHIC8.0程序模拟非能动安全壳冷却系统冷凝和蒸发现象的适用性研究

在非能动安全壳冷却系统(PCS)设计基准事故的排热过程中,安全壳内壁面蒸汽冷凝现象和安全壳外壁面水膜蒸发现象是两种非常关键的排热途径。本文应用GOTHIC8.0程序模拟了安全壳内壁面蒸汽冷凝和安全壳外壁面水膜蒸发传热过程,并通过蒸汽冷凝试验和水膜蒸发试验数据,对GOTHIC程序的模拟结果进行了分析和评价。研究结果表明:GOTHIC程序的蒸汽冷凝模型可较好地模拟蒸汽冷凝传热现象;水膜蒸发模型明显低估了水膜蒸发换热量,这对设计基准事故安全壳完整性分析是非常保守的,建议对GOTHIC程序进行适当开发,更好地模拟水膜蒸发换热过程。

非能动安全壳冷却系统膜状冷凝强化换热设计

非能动安全壳冷却系统(PCCS)能在反应堆发生事故时将安全壳内部的热量及时导出,避免安全壳因超温、超压而失效。为强化换热,本文设想在安全壳内部安装阻隔带和液滴收集装置,通过降低层流区液膜厚度、扰动不可凝气体隔离层并充分利用湍流的换热强化作用,降低总的换热热阻,提高换热效率。以AP1000为例,依托GDLM模型对改进前后安全壳的换热情况进行分析,结果表明,通过安装阻隔带和液滴收集装置,能降低安全壳壁面的液膜厚度,提高壁面热流量,从而实现强化换热。

非能动安全壳冷却系统传热传质模型研究

安全壳分析程序CONTAIN采用的滞止液膜模型(SFM)对非能动安全壳冷却系统冷凝质量流量的预测低于试验值。因此,根据扩散层模型(DLM)与SFM在计算冷凝质量流量是等效的,通过对比利用质量分数形式菲克定律发展的改进扩散层模型(GDLM)与DLM的差异,对不可凝气体存在下的CONTAIN冷凝和蒸发模型加以改进。利用冷凝板试验和热板蒸发试验对改进后的CONTAIN程序进行验证,结果表明改进后模型计算的传热系数和传质系数比原模型更接近试验值。

非能动安全壳冷却系统水分配装置设计

非能动安全壳冷却系统(PCCS)水分配装置是PCCS的重要组成部分,也是系统功能能否实现的关键。本文简要介绍了水分配装置的功用、设计原则、结构设计和设计特点。

非能动安全壳冷却系统外侧辐射换热与自然对流研究

本文建立了1∶10的二维钢制安全壳外侧辐射换热和自然对流模型,并用先进流体计算软件Fluent对流场进行计算,得到了完整流道下的速度流场、钢制安全壳上封头顶部的空气速度矢量图,并得出钢制安全壳上封头顶部存在空气滞留区的结论。分析了通道宽度、空气进流速度及壁面黑度对通道换热的影响,结果表明:适当的通道宽度和空气进流速度均能提高通道的换热和换热效率;壁面黑度的提高能明显增强钢制安全壳上封头处的辐射换热。

船用非能动安全壳冷却系统换热器的流量分配特性分析

[目的]核动力破冰船具有续航时间长、破冰能力强等优点,可以为我国极地科学考察事业提供保障。针对未来我国核动力破冰船的发展方向,开展船用反应堆非能动安全壳冷却系统(PCCS)换热器特性研究。[方法]利用Fluent软件对关键设备的换热器进行建模,研究不同方案下的流量分布情况。[结果]模拟结果显示:增大传热管束中心管间距可提高流量分配的均匀性;分配联箱与汇流联箱的截面积比取为0.7时,流量分配较均匀。[结论]所做研究可为我国新一代核动力破冰船反应堆的方案设计提供技术参考。

非能动安全壳冷却系统技术综述

随着核电技术的发展,核电站的安全问题越来越受重视。而安全壳作为核电厂专设安全设施,可保护核反应堆免于外部事故的危害,事故后作为核反应堆放射性包容的最后一道安全屏障,可保护环境及公众免于过量辐射。反应堆事故停堆后,大量蒸汽释放到安全壳内,引起安全壳温度及压力迅速升高。为了保持安全壳的完整性和密封性,必须及时将安全壳热量导出。非能动安全壳冷却系统担当着提供最终热阱的角色,保障着事故工况下安全壳的完整性。因此,在未来的核电站设计中,对非能动安全壳冷却系统的相关开发甚为重要。文章主要对非能动安全壳冷却系统的国内外专利申请情况、主要涉及国内外专利申请人分布、国内外申请量的发展趋势等进行了统计分析。

非能动安全壳冷却系统设计研究

安全壳是事故后防止放射性释放到环境的最后一道屏障,有效的安全壳冷却可以避免由于大量质能释放到安全壳引发的安全壳超压失效事故。随着安全监管要求的提高和技术的发展,各国都提出了非能动的安全壳冷却方案。本文旨在总结国内外非能动安全壳冷却系统的设计方案和研究成果,并比较分析各方案间的优缺点,分别提出适合钢制和混凝土安全壳非能动冷却的方案,为我国自主设计第三代核电站非能动安全壳冷却系统提供参考。

华龙一号非能动安全壳冷却系统热工水力分析

本文采用不可压缩流体均匀流模型对华龙一号(HPR1000)的非能动安全壳冷却系统(PCS)进行数值模拟,在反应堆冷却剂系统(RCS)大破口丧失冷却剂事故(LOCA)工况下对PCS进行热工水力分析,并对PCS设计工况进行性能分析计算。结果表明:PCS的非能动运行特性与事故进程具有很好的匹配能力,能在事故早期极快启动,并在24 h内将安全壳的温度和压力稳定在安全范围内。通过PCS设计工况的换热性能分析,PCS在运行5 h后进入两相流传热阶段,当换热水箱介质达到饱和温度后仍能长期稳定运行,导出安全壳内热量。

华龙一号非能动安全壳冷却系统循环水箱的热分层现象数值研究

华龙一号核电技术采用了非能动安全壳冷却系统的先进设计。作为一种自然循环系统,系统的冷却能力与其循环水箱的水温直接相关,循环水箱中的热分层现象研究对循环系统冷却能力的准确评估以及工程设计优化均有重要的现实意义。本文基于计算流体力学(CFD)技术对循环水箱升温过程进行了三维流动传热的数值模拟。研究表明,循环水箱中存在较为明显的热分层现象,总体上呈现水池顶部温度波动大,而底部等温层较为平缓的特点,系统循环功率和循环流量均会对水箱的升温过程产生影响:功率增大、流量减小均会促使水箱内产生较明显的热分层现象,同时也会使水箱平均温度偏高,出口水温也相应较高。2列循环系统出现循环功率或流量不均衡对水箱平均温度以及出口温度的升高过程基本无明显影响,因此非能动安全壳冷却系统水箱对系统循环能起到一定的自稳定的效果。

基于分离式热管构成的非能动安全壳冷却系统传热性能影响因素研究

针对基于“分离式热管”构成的非能动安全壳冷却系统,通过数值模拟,研究了热源功率、安全壳初始压力和冷源环境温度对PCCS瞬态特性和传热性能的影响。结果表明:热源功率会直接影响系统工质工作温度,从而对自然循环的流动不稳定性和循环流量造成较大影响。安全壳初始压力通过影响系统上水平管饱和温度,从而对循环系统的流量、流动不稳定性造成影响。冷源环境温度会通过影响冷热源温差,从而对循环系统的流量、流动不稳定性造成影响。基于“分离式热管”技术的非能动安全壳冷却系统具有良好的启动特性,可实现事故工况下安全壳内热量的顺利导出。

采用分离式热管的非能动安全壳冷却系统研究

非能动安全壳冷却系统(PCCS)是第3代先进压水堆核电厂重要的专设安全系统。本文提出一套采用分离式热管技术的PCCS,通过原理性试验和系统性热工水力分析程序研究系统启动和稳态运行的流动和传热特性,研究影响系统运行及热传输能力的关键因素,验证系统设计的可行性。研究结果表明,该系统的传热性能随安全壳的状态变化有极强的自适应能力,在事故工况下利用该系统作为非能动的安全壳热量移出措施是可行、有效的。程序分析结果与试验结果及国际上已有研究成果的对比分析表明,RELAP5程序对于该系统热工水力分析是适用的。蒸发段传热管内流型、传热模式、空泡份额等关键流动、传热参数的变化表明,系统初始充液率对系统传热性能有重要影响。较小的冷热芯位差即能提供足够的自然循环驱动力,冷热芯位差不是系统布置的主要制约因素。

CAP1400核电站非能动安全壳冷却系统综合性能试验研究

CAP1400非能动安全壳冷却系统(Passive Containment Cooling System,PCS)仍采用与AP600和AP1000相同的先进非能动设计理念。本研究针对CAP1400的非能动安全壳冷却系统,设计并建造了非能动安全壳冷却系统综合性能试验平台(Containment safety vErification via integRal Test facility,CERT),开展了试验研究。对CAP1400非能动安全壳冷却系统综合性能试验验证需求,试验装置的设计特点、研究内容及代表性的试验结果进行了介绍。通过PCS综合性能试验的开展,研究了非能动安全壳冷却系统的事故响应特性及关键物理现象,为CAP1400的安全评审及相关安全分析程序验证提供了试验结果支撑。

非能动安全壳冷却系统CFD冷凝和蒸发模型研究

在非能动安全壳冷却系统CFD冷凝模型和蒸发模型的开发过程中,应用了计算流体动力学程序平台CASTEM。采用了Buleev湍流模型和k-ε湍流模型作为冷凝模型,采用了G.Aiello发展液膜蒸发模型作为蒸发模型。经过研究和试验证明,试验值和计算值之间,具有较为良好的吻合度,因此,在非能动安全壳冷却系统当中,能够采用建立的冷凝模型和蒸发模型对其稳态下的传热传质特性进行模拟。