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螺旋管式直流蒸汽发生器(HCOTSG)相比于其他类型的蒸汽发生器在船只反应堆或海上平台上具有独一无二的优势.为了研究海洋条件导致的摇摆、倾斜运动对铅铋快堆 HCOTSG运行的影响,一个热工水力分析程序被建立,并通过修改动量方程加入海洋条件的影响.利用该程序进行了铅铋快堆在海洋条件下的瞬态工况计算,探究了不同升潜周期、升潜幅度、升潜耦合倾斜方向、升潜耦合倾斜角度等工况下系统运行参数的变化.结果显示:随着升潜周期增大,各参数变化周期增大,变化幅度减小,升潜幅度越大,各参数变化幅度也越大.升潜耦合倾斜时倾斜方向对系统的安全具有很大影响,其中倾向 x轴方向二次侧出口压力最大而传热量增加很小,对 HCOTSG影响最为显著;随着倾斜角度增大,二次侧出口压力增大,传热量减小,一次侧出口温度升高,但总体影响较小.本文结果可为 HCOTSG在船用铅铋快堆中的设计优化、安全评估和运行控制提供理论支持和技术参考.
海洋条件铅铋快堆螺旋管式直流蒸汽发生器数值模拟
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蒸汽发生器传热管破裂是压水堆核电厂设计基准事故中发生概率较高的事故之一,小泄漏的早期识别对于保障核安全具有重要意义.针对现有在线辐射监测方法易受电磁干扰、存在共因故障风险以及定期取样离线监测周期限制等局限性,提出一种基于热工水力耦合效应的小泄漏早期识别的补充方法.以国内在运数量最多的二代及改进型压水堆核电机组为对象,利用仿真平台,设定满功率稳态初始工况,选取 0.53kg/s～3kg/s 范围内的三个典型泄漏率(0.6 kg/s、1.4 kg/s、2.8 kg/s),模拟蒸汽发生器传热管小泄漏瞬态过程,分析堆芯及一、二回路关键参数的演变规律.结果表明:温度调节棒位置、主蒸汽压力、凝汽器水位三个参数的响应方向明确、易于识别且响应环节互补,可构成泄漏早期识别的特征参数组合.基于正常稳态运行波动统计与泄漏瞬态响应幅度,确定预警阈值为温度调节棒位置负向偏移5 步、主蒸汽压力正向偏移0.05 MPa、凝汽器水位正向偏移2 mm,各阈值均显著超过正常波动范围,并采用三参数同时偏移的"与"逻辑作为判据以规避误触发.对于 2.8kg/s、0.6kg/s 泄漏事件,系统可分别在约 540 s、1 560 s 发出预警.该预警判据可为操纵人员提供一种独立于现有辐射监测方法的辅助判断手段,从纵深防御角度丰富泄漏监测技术多样性,对同类型机组具有工程参考价值.
蒸汽发生器传热管小泄漏热工水力耦合瞬态响应早期识别特征参数
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为研究铅冷快堆蒸汽发生器传热管破裂事故中,二回路高压水或水蒸气向铅铋合金主回路泄漏的安全问题,针对湿蒸汽/过热蒸汽区段破口处射流蒸汽在铅铋池内呈现的非凝结特性,以空气-水作为替代工质,搭建不凝性气体高速浸没射流实验装置,开展了不同孔径(3～18 mm)和入口压力(0.15～0.9 MPa)条件下的浸没射流实验.结果表明:高速空气浸没射流流场可分为惯性射流区和浮力羽流区,惯性射流穿透长度随着入口压力的增大而增大;惯性射流区存在射流相界面颈缩、鼓胀、回击和漩涡演化等影响相界面形态的现象,并在喷孔附近产生不同频率的压力振荡信号;喷孔尺寸≤8 mm时,最大压力振荡强度随着入口压力的增大而增大,喷孔尺寸≥10 mm时,最大压力振荡强度随着入口压力的增大呈现先增后减的趋势.本文研究可为铅冷快堆蒸汽发生器传热管破裂事故的安全分析提供参考.
空气浸没射流相界面演化特征压力振荡特性
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在海洋条件下,海洋浮动平台和船舶核动力装置在较长时间尺度内可能处于倾斜状态.在海洋浮动平台/核动力系统中,堆芯通道、U型管蒸汽发生器和双流程换热器中均存在由于管与管、棒与棒之间局部热流密度分布不均导致的横向非均匀加热现象,进而引起流体的横向交混,而海洋倾斜条件的存在使得流体横向交混特性更为复杂.因此,本文对倾斜非均匀加热管束通道内流体横向交混特性进行了数值模拟研究,分析了倾斜效应及其与非均匀加热的耦合效应对流体交混的影响.结果表明,倾斜效应会导致棒与棒之间自下而上的流体交混,并在遇到上加热棒时,形成涡流,且涡流强度会随着倾角的增大而增大.在倾斜非均匀加热条件下,当高功率侧在上方时,在棒与流道壁之间,倾斜与非均匀加热对流体的横向交混影响作用呈竞争关系;当高功率侧在下方时,在棒与流道壁之间,倾斜与非均匀加热对流体的横向交混影响作用呈协同关系,但随着倾斜角度的增大或流动的进行,倾斜引起的自下方热侧至上方冷侧的对流效应呈现相反作用;在棒与棒之间,横向交混方向仅由倾斜方向决定.
非均匀加热横向交混管束通道倾斜条件
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螺旋管蒸汽发生器(HCSG)在运行过程中因污垢沉积、化学腐蚀和热应力疲劳发生性能退化,HCSG内部三维流动传热特性是预测性能退化并评估其影响的关键基础,对 HCSG的稳定、可靠运行具有重要意义.本研究建立了 HCSG一次侧宽 Pr工质三维分析模型、二次侧螺旋并联通道一维两流体分析模型以及管内外跨尺度网格耦合传热模型,充分利用了三维模型预测管外复杂高分辨率三维单相流动传热以及一维模型可准确预测螺旋管内多模式全流型沸腾传热的优势.通过管内一维多通道及管外三维耦合传热分析,获得了管束区全三维热工水力参数、管壁温度分布以及一二次侧三维耦合传热,可为 HCSG传热/结构设计优化及性能退化分析提供管束级别的三维分析数据.
螺旋管蒸汽发生器热工水力一二次侧耦合传热液态金属
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蒸汽发生器作为核电厂关键设备,其传热管的结构稳定性直接影响机组安全运行.本文针对某AP1000机组蒸汽发生器传热管与抗振条搭接位置不符合设计要求的问题,结合流弹稳定比计算分析、涡流检测结果及返修实施过程,系统研究了问题产生的根源、影响范围及处置方案.返修后经目视检测、涡流检测及清洁度检查,所有指标均满足设计要求.最后提出优化焊接工艺、完善工装体系等改进建议,为同类核设备制造及缺陷处置提供技术参考.
蒸汽发生器传热管抗振条
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本文针对双套管直流蒸汽发生器(DOTSG)复杂流道导致三维热工水力特性预测难的挑战,提出了一种融合宏观管束与细观流道的多尺度耦合建模框架,开发了基于多孔介质模型的 DOTSG热工水力特性分析程序 DOTAF.一次侧采用多孔介质模型高效模拟管束区三维流动与传热;二次侧基于适用于窄缝通道的 Chexal-Lellouche漂移流模型捕捉两相流动与相变过程;通过动态双向网格-节点数据映射算法实现两侧参数的实时高保真耦合.DOTAF经ACP100原型实验验证,在全工况范围内对一、二次侧出口关键热工参数的预测平均误差小于 3%,最大误差低于 5%.同时以固有安全一体化反应堆的 DOTSG为分析对象开展了数值模拟,DOTAF能有效揭示 DOTSG内部复杂的三维热工水力行为与关键物理机制.本工作为紧凑型蒸汽发生器的精细化设计、安全评估与运行优化提供了高效可靠的三维分析工具.
双套管直流蒸汽发生器多孔介质模型热工水力耦合OpenFOAM
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蒸汽发生器作为压水堆核电站的主要设备之一,泄漏状态直接影响到核电站的运行安全.16N监测仪通过监测主蒸汽管道中16N的活度浓度,结合反应堆功率与探测效率即可计算蒸汽发生器传热管的主冷却剂泄漏率.由于16N半衰期仅为7.13 s,16N监测仪探测效率难以通过实验直接测量,为此,建立了一套基于CAD转CSG模型的16N监测仪探测效率计算方法:先采用试验和蒙特卡罗方法计算得到16N监测仪的137Cs探测效率,结果显示两者相对偏差为3.96％,验证了蒙特卡罗方法计算探测效率的准确性;再基于GEOUNED软件将主蒸汽管道CAD模型转为CSG模型,采用蒙特卡罗方法计算得到16N的探测效率为3.12×10-5 s-1·(Bq·m-3)-1,高于工程参考值1.45× 10-5 s-1·(Bq·m-3)-1.建立的16N探测效率计算方法可为16N监测仪的工程应用提供参考.
16N监测仪主蒸汽管道探测效率GEOUNEDCAD模型
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高温气冷堆(High-temperature Gas-cooled Reactor,HTGR)一回路放射性热点对设备检修与放射性废物管理具有重要影响.堆芯释放的气载核素在回路中经历泄漏、净化、衰变和沉积等过程,它们的耦合作用决定回路的放射性分布.传统模型采用集总参数法评估核素平均浓度和总沉积活度,难以捕捉局部放射性热点.为此,本研究在惰性气体保持集总参数法的基础上,针对金属核素与碘的输运沉积特性引入核素四区传质机制,建立一维四区核素输运沉积模型.该模型描述核素沿管道轴向的流动,并刻画其在主流、边界层、壁面和固相的径向迁移.此外,本研究将该模型应用于高温气冷堆示范电站(High-temperature Gas-cooled Reactor Pebble-bed Module,HTR-PM)一回路的精细节点化剖分,考虑闭环回路、泄漏路径、氦净化系统和负压通风系统的影响,捕捉放射性热点.结果表明,金属核素因沉积作用强,沿流动方向浓度逐渐降低;碘因沉积较弱,初期循环碘不断积累,约3天后浓度分布稳定.蒸汽发生器预热段与蒸发段因沉积面积大、温度较低而成为放射性热点.氦净化系统再生使长寿命惰性气体的吸附量呈周期性变化,负压通风系统则将安全壳活度维持在较低水平.本研究为高温气冷堆辐射防护研究提供基础理论支持.
高温气冷堆一回路沉积源项
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为研究核蒸汽发生器管子支撑板梅花孔与传热管间隙通道的汽水两相流动沸腾干涸特性,在给水流量范围为40⁓500 kg·h-1、给水压力介于5.5⁓7.8 MPa、热流密度0⁓800 kW·m-2以及管子支撑板梅花孔入口干度0⁓1.0的工况条件下,开展了热态实验研究.通过分析结果,确定不同梅花孔结构与传热管间隙通道的干涸临界热流密度,并揭示间隙、梅花孔入口干度、流量、运行压力及梅花孔结构等对干涸现象的影响规律.最后,通过将实验结果与蒸汽发生器典型管束区的热流密度和干度范围进行对比分析,发现在正常运行工况下,三种梅花孔结构与传热管间隙通道内均不会发生干涸现象,为蒸汽发生器管子支撑板结构的设计优化提供了重要的理论依据和实验参考数据.
蒸汽发生器管子支撑板干涸临界热流密度
