立式倒U型管蒸汽发生器倒流现象及初步分析

文章涉及中国核动力研究设计院自然循环实验装置单相稳态自然循环实验过程中立式倒U型管蒸汽发生器(UTSG)模拟体一次侧流体的流动特性。实验观察到:1)UTSG模拟体进口腔室压力低于出口腔室压力;2)UTSG模拟体入口腔室温度较热段温度有一陡降。通过对该实验现象的分析可以判定,在单相自然循环工况下,UTSG模拟体中某些传热管内出现了倒流。实验结果表明,倒流的出现使UTSG模拟体自然循环工况下的流动阻力系数较强迫循环工况下的明显增大。

管长对立式倒U型管蒸汽发生器流动不稳定性的影响分析

自然循环条件下,立式倒U型管蒸汽发生器(UTSG)并联倒U型传热管内存在非均匀流动,部分传热管出现倒流。本工作建立一维、稳态条件下传热管内流动换热模型,采用线性微扰理论对倒流的发生机理进行研究,认为倒流是一种典型的Ledinegg流动不稳定性。结果表明,在进口条件一定时,传热管管长与发生流动不稳定性的特征压降呈非线性关系,存在具有最大特征压降的特征管长。

倒U型管蒸汽发生器单相管间脉动现象影响参数研究

本文给出了单相管间脉动起始点的判定准则,且通过实验方法研究了不同一次侧入口温度、二次侧流量及回路阻力系数下单相管间脉动的变化规律。结果表明,随一次侧入口温度的升高,脉动起始点流速会随之呈近乎线性增加;随二次侧流量的增加,脉动起始点流速变化不大,脉动周期变大;随回路阻力系数的增加,脉动起始点流速呈先减小后趋于稳定的趋势,且小的回路阻力系数主要影响脉动起始点流速,大的回路阻力系数主要影响流量的分配。此外,实验中发现局部阻力系数的空间分布对流量分配的影响差别不大。

回流流动极限实验研究综述

回流冷凝是压水堆发生失水事故(LOCA)时的重要传热方式之一。当堆芯冷却剂严重丧失、自然循环又不能建立起来时,堆芯剩余释热依然能靠回流冷凝带出。但在一定条件下会出现回流流动极限CCFL (Countercurrent Flow Limitation),并因此增加堆芯踝露程度。本文介绍了国外一些研究者在CCFL方面的研究成果,并建议开展CCFL研究。

自然循环工况下倒U型管蒸汽发生器的一次侧流量反转机理

在自然循环工况下,倒U型管蒸汽发生器(UTSG)的进出口存在负压降,使得UTSG内的部分倒U型管易发生倒流现象.针对特定的UTSG,定量地建立倒U型管进出口压差随一次侧质量流量变化的水动力曲线,并采用最佳估算程序Relap5对UTSG进行建模分析.针对同一给定的自然循环工况,分别采用UTSG入口总质量流量从高到低和从低到高两种质量流量加载方式趋近.研究发现,自然循环工况的质量流量加载方式对UTSG倒流的发生有显著影响;从低到高的质量流量加载方式会导致更多倒U型管发生倒流,产生更大的流动阻力;在其他运行参数相同的情况下,UTSG倒流反转为正流的临界质量流量远高于正流反转为倒流的临界质量流量;采用从高到低的质量流量加载方式到达自然循环工况更有利于避免UTSG倒流的发生.

蒸汽发生器内二次侧水位对倒U型管内倒流特性的影响分析

在自然循环条件下,蒸汽发生器(SG)倒U型管内的流体流动会不稳定,可造成一部分倒U型管内流体处于倒流状态。基于Boussinesq假设,建立了与SG二次侧水位有关的倒U型管内流体一维守恒控制方程,采用线性微扰理论分析SG二次侧水位对倒U型管内倒流特性的影响,并采用RELAP5/MOD3.2程序进行了数值模拟。结果表明:在一定倒U型管进口条件下,SG二次侧水位的降低使倒U型管内流动的特征压降增大,特征流量减少,稳定性参数增加,相对于正常水位时更易不稳定,倒流更易发生,长管较短管更易发生倒流。

自然循环工况下倒U型管蒸汽发生器管内倒流的数值计算分析

在自然循环工况下,倒U型管蒸汽发生器(inverted U-tube steam generator,UTSG)内有部分倒U型管会发生倒流现象,严重影响一回路系统的自然循环能力.采用计算流体力学(computational fluid dynamics,CFD)方法对自然循环工况下UTSG一次侧流体的流动特性进行三维数值模拟研究.结果表明:在低质量流量下,倒流集中发生在短管侧,而等长倒U型管中同时出现了倒流和正流的现象,这与入口腔室分配给各个倒U型管的初始质量流量有关.随着UTSG入口质量流量的增加,UTSG倒流管数减少;随着一次侧入口温度的升高,UTSG进出口压降为负值,压降绝对值逐渐增大,倒流管数增多.

2×390MW燃气-蒸汽联合循环机组凝结水泵的变频应用实践

本文介绍了燃气-蒸汽联合循环发电机组的工艺和凝结水泵运行方式,高压变频技术改造一次主回路方案和逻辑控制方案,以及改造前后凝结水泵运行效果对比,为燃气-蒸汽联合循环发电机组进行变频应用和改造提供参考。

自然循环工况蒸汽发生器一回路流量分配特性分析

自然循环是核动力系统一种特殊运行工况,此时蒸汽发生器内倒U型管束会发生反流现象,从而影响一二次侧换热功率与运行稳定性。本研究开发核动力装置蒸汽发生器内一次侧流量分配计算程序,以芬兰PACTEL压水反应堆实验验证计算程序准确性,并讨论了回路质量流量、管高及一次侧入口温度对倒U型管束蒸汽发生器流量分配的影响。结果表明,倒U型管束的管高越低、一次侧入口温度越低会导致出现反流的临界压降和临界流速越小;相较于倒U型管高度的变化,蒸汽发生器一次侧入口温度的变化更加显著地影响倒U型管束的流量分配;增加循环质量流量可抑制反流现象,随着回路质量流量增加至某一阈值时,倒U型管束反流将不再出现。

倒U型管蒸汽发生器单相管间脉动临界流速与倒流临界流速的对比分析

为了提高核反应堆系统的安全性与经济性,本文通过实验研究了单相工况下倒U型管管间脉动临界与倒流临界之间的关系。基于对实验数据的处理,获得了不同工况下的管间脉动临界流速与倒流临界流速,并对2种不稳定性的临界流速进行了比较。结果表明,在本实验工况下,管间脉动临界流速总是高于倒流临界流速,其比值最高可达1.46;该比值随着一次侧入口温度的升高和回路阻力的减小而增大,随着二次侧冷却水流量的增大而增大,但增幅逐渐减小;回路阻力对脉动具有显著的抑制作用,在回路阻力较小时,可能发生较为严重的管间脉动。

低流量单相工况下倒U型管蒸汽发生器内倒流现象的数值模拟研究

针对倒U型管蒸汽发生器(UTSG)中的单相倒流现象实验结果,采用三维计算流体力学(CFD)数值模拟的方法对实验段的一次侧和二次侧进行等比例建模,选取Realizable k-ε模型进行湍流计算,完成了网格独立性验证。将数值模拟结果与实验数据进行对比发现计算值与实验值吻合良好。同时对热工参数的影响进行研究,研究结果表明:临界流速随UTSG一次侧入口温度的升高以及二次侧温度的降低而增大;一次侧操作压力对临界流速的影响很小。