核电厂凝汽器故障信号定值的计算与分析

核电厂的凝汽器压力达到"不可用"设定值后,将禁止旁路蒸汽向凝汽器排放.CPR1000系列反应堆要求,在紧急停堆先于凝汽器达到"不可用"设定值之前发生的情况下,仍能通过旁路系统继续向凝汽器排放蒸汽10～12 s,否则将引起主蒸汽系统管路超压.某些瞬态工况下,凝汽器的压力上升较快,为满足核岛蒸汽安全排放的要求,需对瞬态工况下凝汽器的压力变化进行仿真计算.本文通过模拟汽轮机紧急停机及紧急停堆后的凝汽器压力变化规律,研究满足核岛蒸汽安全排放要求的技术方案,解决瞬态工况下主蒸汽管道的超压问题.     

AP1000核电厂凝汽器与低压缸接缸焊接工艺及变形控制

凝汽器与低压缸接缸焊接是AP1000核电厂常规岛汽轮发电机组安装的重要工序之一.海阳核电项目凝汽器与低压缸具有体积大、连接焊缝长、焊接填充量大、气缸前后未设计支撑而易变形、相对间隙过大等特点.文章针对可能出现的变形情况进行分析,并提出了解决方案.采用Ar＋CO2混合气体MAG焊工艺,同步实施多层多道对称分段跳跃退焊法,并采取了全程变形监督控制等方案,提高了焊接效率,有效控制了焊接变形,减少了因焊接变形对缸体产生的影响.     

凝汽器喉部流场的三维数值分析

应用k-ε模型并结合壁面函数法,利用SIMPLEC算法,对布置有低压加热器和小汽轮机排汽的某300 MW汽轮机的凝汽器喉部进行了三维数值模拟,对喉部出口流场的不均匀性和能量损失系数的变化进行了分析.结果表明:排汽通过凝汽器喉部后,在出口截面的4个角处形成低速区.喉部布置有低压加热器后,在低压加热器正下方的出口截面形成低速涡流区.小汽轮机排汽的存在则增大了喉部流场的不均匀性,在靠近小轮机排汽侧的出口截面又形成了2个局部低速区,而在远离小汽轮机排汽侧,喉部内部的流场分布几乎不受影响,只是速度值变大.在额定工况下,小汽轮机排汽的存在使凝汽器喉部能量损失系数增大.     

环形燃料元件内冷却剂流动换热特性的数值研究

相较于传统棒束燃料元件,内外双冷却通道的环形燃料元件具有堆芯功率密度高同时燃料温度低的优点,研究其热工水力特性具有重要意义。本文采用计算流体动力学(CFD)方法对内外冷却的环形燃料元件内外冷却流道的流动沸腾进行数值模拟,根据模拟结果对内外冷却流道的温度场、二次流速度及换热系数等参数进行分析。结果表明：最大二次流速度出现在燃料棒近壁面处;环形燃料元件外流道温度场分布呈现间隙处温度高,各子通道温度低的分布趋势;固体燃料棒表面温度在轴向同一位置处,沿周向以90°为周期变化;换热系数呈现规律性波动,单棒的不同周向角度换热系数存在较大差异,沿周向以90°为周期变化,周向角度为45°、135°、225°和315°位置处均出现温度极大值。本文结果可为环形燃料元件工程应用提供理论参考。     

流量波动条件下圆管内流动换热特性数值研究

对流量波动条件下核动力装置系统圆管内流体的流动换热特性进行了数值研究,重点研究了波动周期、波动振幅两个因素对流动换热特性的影响。结果表明:流量波动时,通道内的摩阻系数和壁面换热系数均随时间周期性波动,且波动周期与流量波动周期相同;波动周期增加,摩阻系数波动幅值减小,壁面换热系数波动振幅变化不明显;相对振幅增加,摩阻系数波动幅值增大,壁面换热系数波动振幅增大。     

溶液堆内气-液两相流流动及换热特性数值研究

在溶液堆台架模型数值模拟研究的基础上,对实际堆结构的堆芯内气-液两相流流动及冷却盘管与堆内溶液间的换热特性进行了数值模拟研究.采用欧拉两相流模型描述堆芯内气-液两相流流动,MUSIG(MUltiple-SIze-Group)模型描述堆芯内气泡尺度分布和相互作用,流-固耦合模型描述溶液与盘管间换热.数值计算得到了堆芯内的温度、速度、气泡组分等分布及冷却盘管的换热效率.数值计算结果表明:在有气泡扰动时堆内温度分布比没有气泡时均匀,冷却盘管可将堆内产生的85%热量带出,与试验测量结果一致.额定功率时,不同气体产生量对于冷却盘管换热影响的研究表明,随着堆内气泡产生量的增加,溶液与冷却盘管之间的换热得到强化.     

LFCM炉内流动特性的数值分析

焦耳加热陶瓷熔炉是一种将高放废物进行玻璃固化的工艺设备。在该工艺中,高放废液和固化玻璃以液态的形式进料,使用的熔炉被称为液态进料陶瓷熔炉,简称LFCM。本文通过使用有限元法对焦耳加热陶瓷熔炉进行建模,计算了在加热模式下炉内熔融玻璃的流动状态。通过计算分析发现,在加热模式初期,炉内熔融玻璃的流动较为有序,呈现出靠近电极处熔融玻璃下沉,中央部分上升的状态。但是一段时间后,流动逐渐变得无序,仅在靠近电极的两端能够观测到稳定向下的流动。处于加热模式时,熔融玻璃主要在焦耳加热陶瓷熔炉上半部分流动,底部流动并不明显。本文的分析可以为今后焦耳加热陶瓷熔炉的设计和安全运行提供参考。     

核电站凝汽器设备运行性能监督及诊断分析

发电厂热力循环中的凝汽器及循环冷却水系统,是保证汽轮发电机组经济、安全、稳定运行的重要系统设备。在汽轮发电机组的实际运行中,由于凝汽器压力变化受到蒸汽热负荷、冷却水进水温度、流量,以及真空系统严密性等诸多因素的影响,运行人员无法通过凝汽器运行压力、温度等直接监测数据来分析判断设备运行性能的好坏。本文依据制造厂家提供的凝汽器特性曲线,通过对某一核电机组的实际运行数据进行分析,并考虑实际运行中海水温度变化引起的凝汽器的变工况运行,提出了凝汽器冷却水温升、传热端差和运行压力等设备运行性能指标参数的基准曲线的确定方法。利用基准曲线可方便获取凝汽器设备运行性能指标参数的应达值,为凝汽器性能变化趋势分析及设备故障原因和诊断提供依据。在核电机组实际运行中,快速识别设备实际运行状态是否偏离设计工况,及时查找凝汽器设备性能劣化原因和处理设备故障,对于保障机组设备安全可靠运行至关重要。     

模块式球床反应堆内颗粒流动特性二维数值模拟

采用颗粒离散元方法(PDEM),对模块式球床反应堆内球形燃料元件循环流动的流动特性进行数值模拟,分析了反应堆堆芯内速度场、球体混合情况和球体摩擦系数、壁面摩擦系数对流动特性的影响.计算结果表明,在圆柱结构区域内,颗粒以稳定质量流形式向下移动,颗粒径向偏移很小无混合现象发生;在倒锥形区域,颗粒受器壁结构的影响而向中心会聚流动,颗粒径向偏移增大;颗粒摩擦系数和壁面摩擦系数对颗粒流动的轨迹和滞留时间均有影响,降低摩擦系数有利于均衡燃料球和石墨球的停留时间.     

传热管流体诱导振动特性的数值研究

本文利用有限体积法离散非稳态湍流黏性、不可压缩的N-S方程及LES湍流模型,用有限元方法离散传热管结构,结合动网格控制技术,实现了流体 结构两个物理场之间的交互作用。基于数值模型,通过响应分支、相位角、Lissajou图、运动轨迹、相图以及Poincare截面映射,分析了传热管在不同响应阶段的运动行为和响应特性,以及升力系数与横向位移的极限环与分叉等非线性特性。研究结果表明：传热管的流体诱导振动系统存在一个拟上端分支;在均匀湍流流动作用下,三维弹性管的升力与横向位移并未出现周期解的分叉。     

螺旋式传热管束流致振动试验研究

对某溶液堆堆芯内呈纵向螺旋状盘绕的传热管束进行了流致振动试验研究,包括结构在空气中和静水中振动特性的计算和试验以及稳态和瞬态运行工况下的流致振动试验.试验结果表明,传热管束入、出口之间的压力差随流速的增加而增加,且上部固定连接端是相对薄弱的部位.在稳态运行时不会发生动力失稳,振动位移不会造成管束各管段之间发生接触碰撞,疲劳分析表明满足规范要求.瞬态响应最大振动位移和应变均比稳态运行时高两个数量级以上.     

带格架四棒束超临界水流动传热数值分析

棒束内超临界水流动传热是超临界水堆堆芯热工水力研究的重要内容,但对其认识还十分有限。本文针对四棒束内超临界水的流动传热现象开展数值模拟,特别分析了定位格架对棒束通道内流动和传热的影响。结果表明,采用SSG湍流模型计算所得到的棒束壁面温度和实验结果吻合良好,定位格架的存在影响下游流体的速度分布,显著提高格架下游的传热特性,交混系数有大幅上升,使得加热棒周向壁面温度分布更加平均,最高温度出现位置发生改变。     

高功率脉冲加热条件下燃料模块流动传热特性研究

在Z箍缩驱动的聚变-裂变混合堆中,聚变中子源以脉冲形式释放,裂变燃料在释放能量过程中具有强烈的脉冲特性。本文通过对水冷包层中的燃料模块进行抽取与建模,采用Fluent程序与集总参数法分别模拟分析了燃料模块在脉冲加热条件下的流动传热特性。采用Fluent程序对集总参数法模拟脉冲加热的可行性进行了论证,并分析了不同材料热物性对流动传热特性的影响。计算结果表明:集总参数法具有模拟脉冲加热的能力;脉冲加热条件下,流体出口温度与流量将发生振荡,且提高燃料热容与降低压力管热导率可有效降低该振荡。     

核电厂凝汽器汽流激振问题研究与预防

针对某类型核电厂凝汽器在单列运行时发生多起因汽流激振导致的钛管开裂事件,采用基于多孔介质模型的计算流体动力学（CFD）方法对该凝汽器的喉部和管束区汽侧流场进行全三维数值仿真,计算得到凝汽器在多个单列运行工况下的汽侧速度场与钛管汽流激振风险系数分布。根据仿真计算结果,该凝汽器单列运行时,在靠近凝汽器垂直中心线的换热模块空冷区上方的指缝区表层钛管发生汽流激振的风险较高,为降低汽流激振风险需要考虑在相关位置安装防振条或实施预防性堵管。根据凝汽器单列运行泄漏工况数值仿真计算结果与核电机组实际运行记录,建议该核电厂凝汽器单列运行时在夏季、冬季工况下机组安全运行电功率限值分别为900 MW和600 MW。该凝汽器钛管跨距偏大,为了避免发生汽流激振现象,应将钛管跨距缩短到610.5 mm以下。     

超临界氢气在弯管中的流动换热计算

为探究超临界氢气流经喷管喉部时的流动换热特性,通过ANSYS FLUENT软件模拟超临界氢气在180°弯管中的流动换热现象,得到了氢气在弯管中的流场分布以及不同位置处的壁面温度分布。研究发现:由于离心力作用,管内氢气流动在弯管段向外侧径向偏移,产生了垂直于主流方向的二次流现象,使得内侧氢气流速低于外侧;由于弯管段的流量分布不均,导致弯管外侧换热得到强化,内侧则出现传热恶化现象。在本文研究工况下,弯管段出口附近的内侧壁面区域,壁面温度达到最高,传热恶化最为显著。      

水冷包层模块第一壁流动传热特性初步分析

本文基于我国聚变工程实验堆水冷包层优化设计与安全分析的要求,针对水冷包层模块第一壁的流动传热特性进行三维数值模拟研究。采用计算流体力学方法,建立了水冷包层模块第一壁的三维数值模型,研究流量分配的特点以及温度分布情况,分析与评估在稳态工况、瞬态工况及失流事故下的水冷包层模块第一壁传热能力。研究结果表明,不同冷却管间存在流量分配不均匀的现象;在稳态工况下,水冷包层模块第一壁具有较好的传热能力,瞬态工况下水冷包层模块能够有效地导出反应堆热量;失流事故下冷却管内温度短时间上升至系统压力下的饱和温度,有待进一步研究。相关研究为优化包层第一壁传热设计提供参考,并为今后聚变堆的安全分析提供依据。     

核电厂蒸汽发生器传热管氦气检漏系统研究

本研究介绍了某核电厂蒸汽发生器传热管在役氦气检漏系统的原理及系统组成,并模拟了某核电厂蒸汽发生器在役大修期间传热管检漏试验。试验结果表明,最佳参数可设置为:蒸汽发生器二次侧氦气浓度份额为30%;抽气速率为 20 L/min;蒸汽发生器二次侧压力为0.6 MPa;系统漏点定位误差在0.5 m以内。本文研究的蒸汽发生器传热管在役氦气检漏系统可为国内核电厂安全、稳定地运行提供可靠的技术保障。      

波浪管内流场与传热及阻力特性数值模拟

参照波浪管单管换热的实验数据,选用Fluent软件中的不同湍流模型和壁面处理方法,对波浪管换热器的换热系数和压降进行计算,通过比较计算结果,确定可用于波浪管内流动传热特性模拟的计算方法。在此基础上,进一步分析流体在波浪管内部的流场结构和传热特性。分析结果表明：RNG k-ε模型配合增强壁面处理方法得到的计算结果与实验值最为接近;与直管相比,波浪管的换热系数和阻力系数的增加幅度在低Re下较大,而在高Re下较小,其中换热系数和阻力系数增加幅度最大的位置均出现在各弧段交接处,即曲率反向的位置。计算结果可为强化传热管设计及其优化提供支撑。