基于MELCOR的HE-FUS3实验模拟及氦气冷却系统安全初步分析

MELCOR程序是由美国Sandia国立实验室为美国核管会开发,用于模拟轻水堆严重事故进程主要现象的一体化系统软件。针对HE-FUS3氦气实验回路进行了建模和计算分析,取得了良好的结果。该成果可为氦气冷却系统安全分析提供初步的参考;并将继续扩展使用于ITER氦冷包层系统安全分析。首先利用MELCOR对HE-FUS3氦气实验回路进行建模,对LOFA30失流事故进行了稳态及瞬态分析;并将MELCOR程序计算值与实验值进行了对比。结果显示:通过MELCOR对实验回路建模得到的LOFA30失流事故稳态计算值与CATHARE 2参考值大体一致;在失流事故的瞬态进程中,大部分热工水力参数计算值均与实验值符合较好。结果证明利用MELCOR程序对HE-FUS3实验回路整体建模的可靠性很高,通过MELCOR程序计算,用于分析氦气冷却系统安全性的数据准确,可靠,可以继续使用MELCOR对该领域进行更为深入,系统的研究和分析。     

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。     

加速器驱动次临界反应堆一回路系统稳态计算分析

依据建立的加速器驱动次临界反应堆一回路系统稳态特性研究模型,编制用于计算次临界反应堆的稳态计算程序。选取CLEARIB为研究对象,计算额定功率下CLEAR-IB一回路系统的温度,并将结果与设计值进行比较,结果相一致验证了程序的可靠性,对CLEARIB的动态分析具有重要的意义。     

基于GO法的某型飞机液压系统可靠性研究

使用GO法(goal-oriented methodology)分析了某型民用飞机液压系统的可靠性,并解决了GO法不能考虑系统内部反馈回路的问题．首先在飞机液压系统结构原理图基础上,对各个功能部件进行合理划分,建立了飞机液压系统的GO模型,采用布尔代数思想构造反馈回路的布尔运算式,解决了GO法不能考虑反馈回路的问题;其次进行了GO运算,得到了飞机液压系统的可靠度,并将不含反馈回路和含有反馈回路的系统可靠度进行了对比,证明了含有反馈回路的GO法精确度更高;再次构建了飞机液压系统的故障树模型,用最小径集法计算了系统的可靠度;最后将含有反馈回路的GO法计算结果与故障树法计算结果进行对比,验证了GO法在飞机液压系统可靠性分析和测试评估中的有效性和正确性．     

应用CASIO可编程序计算机进行液压系统的程序计算

本文根据流体力学和液压传动系统设计的基本理论,对以各种往复活塞式油缸为中心所组成的各种回路的液压传动系统,提出一个利用该机进行辅助设计的通用程序。该程序可以计算有关回路的压降、驱动油缸的工作压力和流量,以及系统的压降和泵站的有关参数。文中还针对 FX—702P 型计算机容量特小的弱点,对液压系统的程序计算提出了“分块节点”法,从而推广了该机在液压传动辅助设计中的应用。本文最后附有该通用程序和部分计算实例,可供有关单位在进行设计时使用。     

超临界水冷堆辐照考验回路多尺度热工水力学分析

作为第四代核能系统中唯一的水冷反应堆,超临界水冷堆(SCWR)具有系统简单、热效率高、经济和安全性好等优点.中国和欧盟联合发起了第七框架研究计划国际合作项目"超临界水冷堆燃料性能验证实验(Supercritical Water-cooled Reactor Fuel Qualification Test, SCWR-FQT)",该实验将对超临界水环境下的小型燃料组件进行性能测试,为实验回路进行设计、分析和验证,并为其设计分析和安全许可申请提供支持.本文从计算流体力学、子通道、系统安全角度出发,对整个系统进行多尺度的热工水力安全分析.本文还对子通道程序COBRA和系统程序ATHLET中的传热模型、摩擦阻力模型和湍流交混模型等进行了修改,使其适用于超临界水冷堆模拟.另外,本文通过交换堆芯出口压力、冷却剂进口温度、堆芯进口冷却剂流量、活性区的产热和摩擦因子等参数实现程序耦合,以得到更为精细的热工水力行为.结果表明,修改过后的程序适用于超临界水回路瞬态分析,现有的安全系统设计可保证组件实验段在事故情况下得到有效冷却. CFD计算结果表明,绕丝对棒束流体传热有较大影响;子通道结果表明角通道堵塞条件下包壳温度最高.同时,计算也证实了多尺度耦合程序可精准预测事故进程和参数分布.     

基于Maattanen模型的冰激疲劳寿命分析

基于ANSYS系统和海洋平台自激振动Maattanen模型,提出了计算冰激疲劳寿命的一种新方法,并开发了与ANSYS系统集成使用的计算程序。利用该程序可以实现对多自由度复杂平台结构的冰激动力精细分析,并能定量确定自激冰力、结构的动力响应和节点应力。运用该程序计算了实际平台的冰激振动响应和节点疲劳寿命,分析了不同冰力参数对平台自激振动响应的影响。对使用不同冰力模型计算出的平台疲劳寿命进行的对比结果表明,较高冰速下平台动力响应较小;自激振动是造成平台疲劳损伤的主要原因。计算结果与现场观测情况一致,这进一步验证了新计算方法的可靠性,为平台冰激疲劳设计提供了依据。     

热连轧AGC系统的串级预测控制

在监控自动厚度控制(AGC)系统基础上,增加一个压力AGC副回路控制.基于Smith预估模型,采用串级控制方式以综合使用监控AGC与压力AGC.副回路采用PID调节方式,主回路基于广义预测控制(GPC)算法求解控制器.由于增加了副回路控制,对进入副回路的干扰有超前抑制作用,因而减少干扰对主变量的影响,提高了抗干扰能力,从而改善了过程的动态特性.仿真结果表明该方法是可行性的,具有较好的控制性能.     

循环泵隔振对回路系统冲击响应的影响

为了深入研究船用设备循环泵的隔振和抗冲击性能,利用有限元方法建立了含循环泵隔振器的回路系统的动力学模型。分别计算了有无隔振情况下循环泵的模态,分析了隔振器参数对隔振性能的影响。发现隔振器刚度越小,隔振效果越好,增加隔振器阻尼能在共振区减小共振峰。循环泵隔振对循环泵和回路系统冲击响应的影响研究表明,循环泵隔振系统具有良好的抗冲击性能,隔振器降低了回路系统的响应加速度。在现有的管道布置下,加入隔振器以后,在垂直冲击载荷作用下回路系统的应力响应增大,但仍能满足美国机械工程师学会(ASME)规范的要求。     

基于Maattanen模型的冰激疲劳寿命分析

基于ANSYS系统和海洋平台自激振动Maattanen模型，提出了计算冰激疲劳寿命的一种新方法，并开发了与ANSYS系统集成使用的计算程序。利用该程序可以实现对多自由度复杂平台结构的冰激动力精细分析，并能定量确定自激冰力、结构的动力响应和节点应力。运用该程序计算了实际平台的冰激振动响应和节点疲劳寿命，分析了不同冰力参数对平台自激振动响应的影响。对使用不同冰力模型计算出的平台疲劳寿命进行的对比结果表明，较高冰速下平台动力响应较小；自激振动是造成平台疲劳损伤的主要原因。计算结果与现场观测情况一致，这进一步验证了新计算方法的可靠性，为平台冰激疲劳设计提供了依据。     

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。     

火电厂热力系统定量分析通用模型

在等效热降理论的基础上，提出了２个新的分析参量－－抽汽热流与抽汽热流系数，使得实际循环内功和循环吸热量的计算公式具有同一形式，且公式的物理意义明确，并由此导得热力系统定量分析的通用模型，其分析方法及导出的通用模型，可方便地应用于热力系统的节能潜力诊断与优化分析。     

凝汽器壳侧换热特性影响因素研究

影响电站凝汽器换热的因素有多种,研究这些影响因素有利于提高凝汽器换热性能。建立凝汽器壳侧流体流动与换热带有多孔介质概念的准三维数值模型,使用数值模型模拟实验凝汽器内部换热特性。在实验中,考虑冷却水入口质量流量、入口温度、蒸汽负荷、漏空气量对换热特性的影响;同样研究了湍流黏度、网格数对计算结果的影响。凝汽器入口参数直接影响凝汽器换热特性,漏空气量增大传热热阻,增大传热端差,降低传热系数;湍流黏度取值不同对数值结果有一定的影响;网格数对凝汽器实时仿真影响很大。     

HTR-10蒸汽发生器试验回路及其水动力特性分析

１０ＭＷ高温气冷堆（ＨＴＲ－１０）蒸汽发生器的两相流动稳定性问题是设计中必须考虑的问题，文中分析了ＨＴＲ－１０蒸汽发生器恒热流和强迫循环一次热源的静态水动力特性。论述了用恒热流所得判别各类稳定性准则作为Ｈｅ加热的ＨＴＲ－１０蒸汽发生器设计依据是不足的。有必要进行Ｈｅ加热ＨＴＲ－１０蒸汽发生器工程模型两相流稳定性试验。还介绍了ＨＴＲ－１０蒸汽发生器工程模型试验回路及本体，以及在该试验回路上预期达到研究成果。     

V形肋通道内蒸汽冷却的传热及流动特性

在雷诺数处于(6.0~17.7)×103的条件下,利用红外热像仪测量了蒸汽冷却、不同角度V形肋通道换热表面的局部努赛尔数分布,利用计算流体动力学软件对其进行了数值模拟,分析了不同角度V形肋通道内蒸汽的传热特性及压力损失,并与相近工况下的空气冷却结果进行对比.结果表明:采用V形肋通道可以有效提高通道的强化换热特性;随着V形肋角度的减小,冷却性能不断提高,45°的V形肋通道的换热性能最佳;V形肋可使换热通道内部流体形成二次流,通道核心区的低温流体随之补充,使得通道中间靠近换热面的热边界层减薄;在相同雷诺数的条件下,蒸汽冷却的传热性能明显高于空气冷却,但两者的压力损失十分接近.     

管束阻力对凝汽器流动和传热性能的影响

通过对一大型电站凝汽器及一模型凝汽器的准三维数值仿真，研究了管束阻力对凝汽器真空、压降、壳侧换热系数分布的影响．采用3种典型关系式对管束阻力影响的敏感性进行了分析，将模型凝汽器的压降及电站凝汽器的热流密度的计算结果与相关试验数据进行了对比．结果表明，管束阻力对凝汽器的真空和压降有较大影响，对凝汽器壳侧换热系数的分布也有一定影响．     

用频域控制理论分析HTR-10蒸汽发生器流动不稳定性

１０ ＭＷ高温气冷实验堆（ＨＴＲ－１０）蒸汽发生器是管内直流蒸汽发生器，且工作压力为 ４． ０ ＭＰａ，流动不稳定性必须给予重视。本文应用频域控制理论研究 ＨＴＲ－１０蒸汽发生器两相流密度波不稳定性，对蒸汽发生器的传热和流动建立了数学模型，利用线性微扰原理和Ｌａｐｌａｃｅ变换推导出闭环系统的特征方程，应用频域控制理论中的Ｎｙｑｕｉｓｔ稳定性定理判断系统的稳定性，在此基础上编制了ＡＤＩＳ程序，并应用此程序分析ＨＴＲ－１０蒸汽发生器的稳定性。结果表明，ＨＴＲ－１０蒸汽发生器在设计负荷下是渐近稳定的。     

AP1000丧失正常给水事故PRHR冷却能力研究

 AP1000作为第三代革新型核电厂,广泛采用了非能动安全设计,来提高系统的安全性和经济性。其中,非能动余热排出系统(PRHR)用于应对正常余热排出路径失效的事故。本文采用机理性分析程序建立了包括主冷却剂系统(RCS)、专设安全设施(ESF)、以及简化的二回路系统的AP1000核电厂模型,对AP1000核电厂丧失正常给水事故进程进行了模拟计算。着重分析了非能动余热排出系统在丧失正常给水事故工况中的瞬态响应、热工水力行为及其冷却能力,并将PRHR与内置换料水箱(IRWST)的换热功率与堆芯衰变热功率进行了比较。研究表明,在丧失正常给水事故中,PRHR的热移出功率最终能够与堆芯的衰变功率相匹配,PRHR热交换器(PRHR HX)有能力带走衰变热,将反应堆主系统维持在安全停堆的状态。     

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．     

AP1000核电站蒸汽发生器主给水管道双端断裂事故下第一跨空间三维流动特性数值模拟

AP1000核电厂第一跨空间内布置了设备冷却水系统(component cooling water system,CCS)驱动泵,能够保证核电厂事故工况下设备冷却水系统、余热排出系统等关键安全系统的正常运行,从而保证核电厂安全.然而在蒸汽发生器主给水管道双端断裂事故下,大量的水会泄放到第一跨空间内,对第一跨空间内的关键设备造成严重威胁.因此,对AP1000核电站蒸汽发生器主给水管道双端断裂事故下第一跨空间内泄放流体三维流动特性进行数值模拟.采用ANSYS系列软件,建立第一跨空间三维模型,基于流体体积模型(volume of fluid model,VOF)计算冷却剂喷放事故下,第一跨空间内流动特性及水位变化规律.计算结果表明,破口水从入口进入第一跨空间后在5.334 m层漫流,绝大部分泄放水通过该层设置的预留开孔流出,部分水在该层堆积.但是,由于设置挡水沿,泄洪水并未漫流到0 m层与-3.8 m层,随着冷却剂喷放引发给水泵跳泵,第一跨空间内水位将逐渐下降,不会造成重要设备防水台的漫流淹没.计算结果对核电厂主要泄洪途径、关键设备布置设计与优化提供了数值参考.