非能动余热排出系统的瞬态特性数值分析

对用于新型压水堆非能动余热排出系统的热工水力特性进行了理论分析．该系统利用3个相互耦合回路的自然循环把停堆后的堆芯余热排出．在一维质量、动量和能量守恒方程的基础上建立了非能动余热排出系统的数学模型，并编制程序对模型进行了数值求解，模拟了非能动余热排出系统的瞬态特性．计算分析了冷热芯位差和余热交换器换热面积对系统特性的影响．结果表明，各参数的变化趋势是合理的．冷热芯位差和余热交换器换热面积越大，对系统越有利．     

非能动余热排出系统瞬态分析

针对现有的一些大型电站系统分析程序在处理非能动余热排出系统不方便的问题 ,开发了一种简便的分析工具— SGSPRHR程序 ,用来分析全厂断电事故发生后反应堆3个回路的瞬态行为。该程序对汽水回路使用一维漂移流模型 ,而对一回路和空气回路使用单相流体模型 ,采用非线性二阶算法求解刚性方程组。计算结果表明 :烟囱高度增加 ,空冷器面积增大 ,冷热芯高差增加均使系统的排热能力增强。计算结果与理论分析相一致。     

用RELAP5对非能动余热排出系统的瞬态分析

用 REL AP5程序对中国先进压水堆核电厂(AC6 0 0 )非能动余热排出系统进行了瞬态分析 ,在 REL AP5中补充了高翅片空气冷却器换热关系式 ,利用修改后的 RE-L AP5程序对 AC6 0 0非能动余热排出系统全厂断电事故后应急给水箱启动方式下投入后的瞬态过程进行了分析。计算结果表明 :烟囱高度增加 ,冷热芯高差增加均使系统的排热能力增强。计算与理论分析相一致。     

非能动堆芯余热排出系统自然循环特性研究

通过对非能动堆芯余热排出系统的分析，建立了相应的数学模型，并编制程序进行了计算，计算结果表明，该系统能带走的４．５％的堆芯余热，使堆芯具有非能动安全性，文中分析讨论了系统的高度、冲角及上升段与下降段的三种传热边界条件对该系统的流量和余热排出能力的影响。     

HTR-PM非能动余热排出系统运行特性分析

 非能动余热排出系统是球床模块式高温气冷堆(HTR-PM)的重要安全系统。由于非能动余热排出系统与堆芯主回路之间通过辐射换热耦合在一起,为了分析事故工况下非能动余热排出系统的运行特性,提出了用区域重叠分解方法实现非能动余热排出系统与主回路系统的耦合计算。基于此方法开发了耦合计算分析工具TINTE-RHRS,建立了多回路系统模型。应用TINTE-RHRS程序模拟了失冷不失压事故下HTR-PM余热排出系统的热工水力特性,计算结果验证了堆芯主回路与余热排出系统耦合计算的必要性,分析了事故工况下投入运行列数和环境温度等对系统运行特性的影响。     

水箱自然对流条件下非能动余热排出换热器的传热分析

为研究非能动余热排出换热器(PRHR HX)的传热特性搭建了模型实验台,并进行了相关实验。测得实验工况下水箱内部的水在竖直方向上呈现温度分层。对比分析不同的传热系数计算公式,发现由Dittus-Boelter公式计算得到的管内传热系数理论解与实验值最为接近,误差为0.35%;由McAdams公式计算得到的管外自然对流传热系数理论解与实验值最为接近,水平段和竖直段误差分别为0.55%和3.28%。明确了最适合管内、管外对流的传热计算公式分别为Dittus-Boelter公式和McAdams公式。     

自然循环的余热排出系统的分析

采用自然循环的余热排出系统是一种被动安全的系统。用一维流体动力学模型分析了具有三重自然循环回路的余热排出系统的余热排出过程，给出过程各参数的变化。分析结果表明：在余热排出过程中，反应堆冷却剂的温度和压力均存在一个最大值；这时的空冷器传热功率也达到最大值，这个最大值可以反映余热系统排热能力。     

核电站非能动余热排出系统误开事故仿真研究

针对非能动余热排出系统在安全壳内的布置方式及运行原理,如果非能动余热排出系统（PRHR：passive residual heat removal）在反应堆正常运行时投入,其效果相当于产生堆芯冷水事故,威胁到堆芯的安全．应用Topmeret、THEATRe建模软件对AP1000非能动余热排出系统误开事故进行仿真研究,分析在此事故下堆芯的安全性．结果表明：在非能动余热排出系统误开的事故中,堆芯的压力、温度及燃料表面温度变化均小于安全域值．     

非能动余热排出热交换器传热过程的数值模拟

采用计算流体力学软件Fluent对非能动余热排出热交换器(PRHR HX)全尺寸简化模型进行了非稳态数值模拟研究,得到了安全壳内置换料水箱(IRWST)整个受热过程中的传热和流动特性。比较分析了不同时刻、不同位置水箱内两相流动时温度场和流场的变化。根据沸腾相变的两相流模型,对水箱内沸腾两相流的流动进行了数值计算,得到了沸腾两相流流动时的温度场、流场和气相分率等结果。     

低温堆余热排出系统启动方式的影响

非能动余热排出系统是200MW低温供热堆重要的安全保障系统,其启动方式对整个系统运行过程和效率产生重要影响。通过建立合适数学物理模型,编制计算机程序仿真模拟零流量和微流量两种启动,选择高精度Gear算法,研究启动方式对整个系统运行过程影响,掌握其稳态和瞬态工况下的热工水力特性,就瞬态变化过程做出比较分析。微流量启动使余热排出系统参数波动变大,达到稳定过程的时间变长。冬季选择微流量,保持管内流动,可以防冻;夏天选择零流量,可以提高系统敏感性和响应速度。根据不同环境,选择适当启动方式。仿真对系统实际的设计和操作都有重要意义。     

非能动余热排出换热器传热特性研究

针对反应堆非能动余热排出换热器的特点,通过实验研究对比分析了5根换热管在自然对流、过冷沸腾和大容积核态沸腾状态下的换热特性.在相同的实验状态下,整体针翅管的沸腾换热系数是光管的2倍,是低肋管的1.6倍;在自然对流区和过冷沸腾区,低肋管的换热特性优于光管和多孔管.     

压水堆MSLB叠加SGTR事故分析

为了更好地分析压水堆发生主蒸汽管道断裂(main steam line break,MSLB)叠加一根蒸汽发生器传热管破裂(steam generator tube repture,SGTR)叠加事故的热工水力过程,用Relap5/mod3.2程序对事故进程进行模拟。比较计算结果与参考电站结果,一回路压力、一次侧向二次侧泄漏流量等主要参数变化趋势一致,安注投入等安全响应的情况基本相同,证明了本次计算的可信性。分析主要参数的变化趋势并解释其变化原因,总结出完整的事件序列和操作员干预的措施。对堆芯水位的计算结果表明:操作员在10min内对事故进行干预情况下堆芯不裸露,反应堆是安全的。     

核电厂大破口事故建模与初始参数不确定性分析

以AP1000核电厂为原型,利用系统程序RELAP5建模模拟AP1000大破口失水事故,并与西屋公司大破口失水事故分析结果进行比较,另采用数学分析与灵敏度分析方法对电厂初始参数进行不确定性量化分析.比较结果显示:RELAP5和西屋公司的LBLOCA(large-break loss of coolant accident)计算结果有较好的一致性,而由数学分析和灵敏度分析处理电厂重要状态参数不确定性后,相对于保守的电厂参数包络LOCA(loss of coolant accident)分析,能额外提供30～50K的热工裕量.     

余热排出泵叶轮与导叶匹配的水力性能研究

为了分析叶轮与导叶匹配对余热排出泵水力性能的影响,根据泵的性能参数设计了两个叶轮和两个导叶组合的四种方案.通过外特性试验得到:叶轮与导叶的匹配对余热排出泵在小流量工况和大流量工况范围的性能影响较大,而对设计工况下的性能影响较小.采用ANSYS CFX 14.5软件对余热排出泵叶轮与导叶的四种匹配方案进行数值模拟并对比分析了内部流场,结果表明:在0.40~1.62倍设计工况范围内,数值计算得到的性能曲线与试验结果有较好的一致性;不同工况下,导叶和叶轮的内部速度分布相互影响.     

余热排出热交换器管束间自然对流的CFD模拟

应用FLUENT计算软件对某型号船舶余热排出热交换器进行数值模拟，采用GAMBIT网格生成技术建立物理模型，在FLLYENT中采用合适的计算模型、差分格式和边界条件，对计算结果进行后处理分析，为船舶余热排出热交换器的设计和优化提供理论计算依据。