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特性分析

非能动余热排出系统能在反应堆事故停堆期间,不依靠外部能量驱动导出堆芯余热.采用RELAP5/MOD3.2程序,以AP1000主冷却剂系统为原型进行建模,对非能动余热排出系统在全厂断电事故下的瞬态响应过程和工作能力进行了计算和评估.分析结果表明,合理设计非能动余热排出系统可保证其余热导出能力,使系统依靠自然循环有效地导出堆芯余热.此外,根据计算结果分析了系统冷热源中心高度差对自然循环能力的影响.     

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。     

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．     

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。     

200MW低温堆余热排出系统安全分析程序研制

建立了200 MW低温供热堆余热排出系统的热工水力数学模型,该模型采用了一维均相模型,并做了漂移修正,研制了适用于该系统的稳态及瞬态热工水力特性分析程序,利用该程序对该系统投入运行后的特性进行了分析计算,分析时热源的用了温度边界,计算结果表明,200 MW低温供热堆余热排出系统能够满足停堆后堆芯余热安全排出的要求,从投入到稳定运行的过渡过程中,系统中各参数的变化趋势与理论分析相符。     

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。     

HTR-10 一回路舱室冷却系统及其特点

１０ＭＷ高温气冷实验堆（ＨＴＲ－１０）一回路舱室冷却系统是反应堆重要安全系统之一。由余热排出系统和屏蔽冷却系统两部分组成。非能动式余热排出系统以自然循环方式排出余热,排除了系统对外界动力的依赖性,余热最终经空气冷却器由空气自然对流排往大气。该文提出的非能动系统配以能动系统组成舱室冷却系统设计、采用可调遮热板控制辐射传热量,构成了ＨＴＲ－１０一回路舱室冷却系统新的设计思想和系统组成方案,并据此完成了相应的工程设计。该方案不仅简化了系统、降低了造价、缩短了工期,而且使系统的可靠性得以提高。     

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。     

WSMR非能动安全系统在全厂断电事故下的事故缓解能力分析

先进的小型模块化反应堆(简称小堆)设计广泛地采用一体化结构设计与非能动安全理念,使小堆固有安全性显著提升.然而,在实现小堆广泛商用化之前,需要对其安全性进行全面评估.该研究利用严重事故分析程序MELCOR,对WSMR(Westinghouse small modular reactor)进行建模,以全厂断电事故为基础事故序列,分析了全厂断电事故在WSMR中的事故进程;同时对非能动安全系统在全厂断电事故下的缓解能力进行了研究,其中着重探讨堆芯补水箱的事故缓解作用,并针对堆芯补水箱的有效运行数量与启用时间进行了敏感性分析.研究结果表明:全厂断电事故会导致堆芯冷却能力下降,从而造成堆芯坍塌失效;而堆芯补水箱能够为反应堆提供额外的冷却剂,且利用余热移除热交换器将堆芯余热移至外部最终热阱水箱中,从而保证堆芯的长期冷却.相关敏感性分析结果表明:在其他非能动安全设施全部失效的情况下,至少需要2个正常运行的堆芯补水箱才能有效缓解事故;在堆芯补水箱启动失败的情况下,若考虑重新启用堆芯补水箱,重启时间应不晚于52.5ks才能避免堆芯结构损坏.该研究结果可为相关小堆的严重事故管理导则的制定和改进提供参考,从而增强对全厂断电事故的应对能力,同时有利于提升模块化小堆非能动安全系统的事故缓解能力.     

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。     

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。     

不同热管工质对热管冷却反应堆堆芯物理参数的影响与分析

热管冷却反应堆采用非能动传热技术,热响应速度快,可避免堆芯单点失效,具有功率密度大、寿命长、环境适应性强、工作性能稳定等特点,是目前空间核反应堆研究的热点。本文基于清华大学开发的反应堆蒙特卡洛中子输运程序RMC (Reactor Monte Carlo code),以美国爱荷华国家实验室(Idaho National Laboratory, INL)设计的热管冷却反应堆INL Design A为研究对象,选取3种热管工质开展热管冷却反应堆堆芯物理计算。计算结果表明：锂热管工质不仅拥有很好的热物性参数,并且使用锂热管工质的热管冷却反应堆缓发中子有效份额最大、中子能谱较硬、燃耗反应性损失最小、增殖性能最佳,有利于热管冷却反应堆堆芯小型化与长寿命。因此,推荐锂为热管冷却反应堆的热管工质。     

利用热管的新型水平埋管技术

地源热泵水平埋管占地面积过大一直是难以解决的问题，根据热管高效的传热特性，提出利用热管技术强化地源热泵水平埋管与深层土壤的换热效能，减少水平埋管的占地面积．根据埋管工作的温度范围，设计选择耐腐蚀的不锈钢式热管，并通过理论计算，得到热管长度与占地面积的关系．在理论可行性基础之上进行应用可行性分析，方案在保证换热量的条件下能够节省占地47％。     

热管在空调节能中应用探讨

热管是高效率的传热元件,可以用来回收空调系统排风中的能量.在直流式空调系统和一次回风系统中分别采用热管换热器进行对比,分析了增加热管换热器后空调系统的节能情况.论证了热管在空调应用中的可实施性.