5MW核供热试验堆主回路系统阻力系数测定实验研究

叙述了5MW核供热试验堆燃料组件入口和主换热器一次侧阻力系数测定实验。由于供热堆主回路是一体化布置和自然循环的系统,而燃料组件入口和主换热器一次侧是主回路系统中的主要阻力部件,因此,测定这两部分的阻力系数对供热堆的水力学设计和堆芯结构设计具有重要意义。试验用燃料组件及有关堆芯入口构件的尺寸按1:1进行设计。试验系统是一个常温低压水力试验系统,试验通过调节本体前后的节流阀对回路流量和试验工况进行控制。试验确定了5MW核供热试验堆三类元件的阻力系数。主换热器模型用有机玻璃制造,模型与实体的几何比例为1:2。试验测得主换热器一次侧总阻力系数为145。结果表明它们的阻力系数完全满足采用一体化布置和自然循环的供热堆的水力学设计要求。     

核供热堆不能完全停堆的失水事故中主回路自然循环断流实验

５ＭＷ核供热堆和２００ＭＷ核供热堆的主回路是一体化的自然循环系统。在破口失水事故中，当液位降至低于主换热器入口上沿以后会发生主回路冷却剂自然循环的断流过程，影响堆芯的冷却和系统的稳定性。当发生失水事故而且反应堆又不能安全停堆时这种影响更大。在５ＭＷ核供热堆热工水力模拟回路ＨＲＴＬ－５上进行了实验。     

200MW低温堆主换热器阻力特性实验研究

通过1:2.33的实验模型,对大庆200MW低温核供热堆主换热器进行了水力学模拟研究。研究结果表明:当Re>5000时,换热器的阻力系数已进入自模区。给出了换热器达到自模时的阻力系数及各流程间的流动阻力分布。提出了减少出口段流动阻力的优化设计方案。阻力系数的设计值与模拟研究结果相吻合。描述了发生两次流量漂移现象时,各系统参数的变化过程。为大庆200MW低温核供热堆主换热器的最终设计提供实验基础。     

大庆200MW低温堆换热器水力学模拟实验研究

通过１∶２的实验模型，对大庆２００ＭＷ低温核供热堆主换热器进行了水力学模拟研究。研究结果表明：当Ｒｅ＞５０００时，换热器的阻力系数已进入自模区。给出了换热器达到自模时的阻力系数及各流程间的流动阻力分布。提出了减少出口段流动阻力的优化设计方案。阻力系数的设计值与模拟研究结果相吻合。描述了发生２次流量漂移现象时，各系统参数的变化过程。为大庆２００ＭＷ低温核供热堆主换热器的最终设计提供了实验基础。     

200MW低温堆主换热嚣阻力特性实验研究

通过1:2.33的实验模型,对大庆200MW低温核供热堆主换热器进行了水力学模拟研究。研究结果表明:当Re>5000时,换热器的阻力系数已进入自模区。给出了换热器达到自模时的阻力系数及各流程间的流动阻力分布。提出了减少出口段流动阻力的优化设计方案。阻力系数的设计值与模拟研究结果相吻合。描述了发生两次流量漂移现象时,各系     

低压自然循环系统流量漂移及平行通道的不稳定性研究

利用STEADY-LHTR程序,对清华大学核能技术设计研究院所设计的200MW核供热堆的两相流动系统的稳定性、并联通道流动不稳定性的现象作了描述和机理分析。对200MW核供热堆自然循环系统流动特性作了大量的分析计算,计算结果以表图形式给出。计算结果表明,①200MW核供热堆自然循环的流量随堆芯入口温度的升高而稍有增加。②额定设计工况下,反应堆的自然循环系统有很好的流动稳定性。③在额定压力2.0MPa下,堆芯入口温度接近155℃时,自然循环系统可能出现莱迪内格不稳定及平行通道不稳定流动。     

低压自然循环系统流量漂移及平行通道的不稳定性研究

利用STEADY-LHTR程序,对清华大学核能技术设计研究院所设计的200MW核供热堆的两相流动系统的稳定性、并联通道流动不稳定性的现象作了描述和机理分析。对200MW核供热堆自然循环系统流动特性作了大量的分析计算,计算结果以表图形式给出。计算结果表明,①200MW核供热堆自然循环的流量随堆芯入口温度的升高而稍有增加。②额定设计工况下,反应堆的自然循环系统有很好的流动稳定性。③在额定压力2.0MPa下,堆芯入口温度接近155℃时,自然循环系统可能出现莱迪内格不稳定及平行通道不稳定流动。     

一种低温堆核电站的动态数学模型

针对研发的采用一体化布置、全功率自然循环的低温核反应堆电站,建立了一个可用于大功率运行范围控制系统仿真的动态数学模型.模型采用了六组缓发中子动态方程(考虑了慢化剂温度和燃料温度反应性负反馈)、集中参数的堆芯传热模型以及自然循环流动模型,重点考虑了主回路自然循环对堆芯内冷却剂和燃料棒之间的传热系数、主换热器换热系数、主回路时间常数的影响.仿真结果表明,模型能够正确反映低温堆核电站的主要动态特性,可用于电站控制系统仿真.     

基于环形燃料的低温供热堆热工水力特性数值模拟研究

为建立低温供热堆热工水力系统的计算流体力学(CFD)仿真模型,针对供热堆堆芯燃料组件结构复杂的特点,采用多孔介质模型对堆芯环形燃料组件进行简化建模,多孔介质的孔隙率、渗透率以及惯性阻力系数通过对1组环形燃料组件精细化CFD模拟结果,采用多孔模型进行拟合得到。典型运行工况的计算结果表明：针对复杂几何采用多孔介质模型简化能大幅提高计算的经济性,多孔介质模型能正确反映参数整体分布趋势,堆芯入口最大流量分配不均匀系数为1.07。本文研究结果对基于环形燃料组件的低温供热堆中热工水力安全设计具有参考价值。     

NHR-200燃料组件进口阻力特性实验研究

在２００ＭＷ核供热堆水力学实验回路上完成了ＮＨＲ－２００燃料组件进口阻力特性实验研究。采用１：１的实验本体,模拟条件下为几何形状,雷诺数相同。     

5MW核供热堆动态过程不稳定性研究

5MW核供热堆是一个低温、低压、自然循环壳式反应堆。在5MW核供热堆初始设计的断电ATWS事故分析中,曾发现安全阀打开后,反应堆发生大幅度的功率振荡。这种现象对反应堆的安全十分不利,是不能允许的。该种振荡属于密度波不稳定性,是由于在反应堆失去热阱且不能紧急停堆情况下,堆芯入口过冷度随系统压力升高而增加,系统进入不稳定区所造成的。通过在下降管中加装适当大小导流器,减少下降管的动态时间延迟,使堆芯入口水温较早地上升,不使堆芯入口过冷度过多地增加,可防止这种大幅度动率振荡的发生。     

5MW核供热堆动态过程不稳定性研究

5MW核供热堆是一个低温、低压、自然循环壳式反应堆。在5MW核供热堆初始设计的断电ATWS事故分析中,曾发现安全阀打开后,反应堆发生大幅度的功率振荡。这种现象对反应堆的安全十分不利,是不能允许的。该种振荡属于密度波不稳定性,是由于在反应堆失去热阱且不能紧急停堆情况下,堆芯入口过冷度随系统压力升高而增加,系统进入不稳定区所造成的。通过在下降管中加装适当大小导流器,减少下降管的动态时间延迟,使堆芯入口水温较早地上升,不使堆芯入口过冷度过多地增加,即可防止这种大幅度动率振荡的发生。     

200MW 核供热堆的非线性动态模型

本文为２００ＭＷ核供热堆建立了一个用于大功率运行范围控制系统仿真的非线性动态模型。模型除了采用点中子动态方程、集中参数的慢化剂温度和燃料温度负反馈等压水堆控制系统常用的建模方法之外，为了使模型适用于大功率运行范围，还重点考虑了主回路自然循环对堆芯内冷却剂和燃料棒之间的传热系数、主换热器换热系数、主回路时间常数的影响，以及二回路流量变化引入的非线性。仿真结果表明，模型具有较高的精度，可用于控制系统仿真。     

非能动安全系统在200MW核供热堆中的应用

200MW核供热堆主回路系统、余热排出系统和注硼系统都没有驱动设备,主回路和余热排出系统的流体流动依靠自然循环,注硼系统的注硼依靠重力。本文描述了这些系统的设计和固有安全特性。     

非能协安全系统在200MW核供热堆中的应用

200MW核供热堆主回路系统、余热排出系统和注硼系统都没有驱动设备,主回路和余热排出系统的体流动依靠自然循环,注硼系统的注硼依靠重力。本文描述了这些系统的设计和固有安全特性。     

200MW核供热堆燃料组件阻力特性模拟实验

实验研究承２００ＭＷ核供热堆（ＮＨＲ－２００）水力实验回路（ＨＲＨＴＬ－２００）上完成，采用１：１的实验本体，模拟条件为几何形状和雷诺数相同，研究了燃料组件入口节流孔板不同开孔直径（φ５０－φ１１０）条件下，燃料组件，节流孔板，进、出口格板，棒束及出口段的流动阻力特性，研究结果可直接用于ＮＨＲ－２００的热工水力学设计 。     

CEFR在ULOF工况下的自然循环能力分析

自然循环能力是衡量钠冷快堆固有安全性的重要指标,堆芯布置、回路设计及工况参数等都会影响堆芯自然循环能力,因此不同堆型的自然循环能力有很大差异。为了保证堆芯事故得到有效缓解,中国实验快堆(CEFR)的设计中通过优化系统布置,重点考虑了堆芯自然循环。本文采用SAS4A程序对CEFR进行系统建模,分析了CEFR在无保护失流(ULOF)工况下的堆芯热工水力参数瞬态特性,验证了CEFR利用自身自然循环和负反馈设计进行事故缓解的能力,本文还对一回路流动阻力和二回路钠装量对堆芯自然循环的影响进行分析。计算结果表明,CEFR具有良好的自然循环特性,在ULOF工况下可以依靠其负反馈停堆,并能够建立起稳定的自然循环从而导出堆芯余热。     

燃料组件稳态回路辐照考验多热工参数耦合特性研究

燃料组件稳态回路辐照考验是研究组件抗辐照性能的关键环节,鉴于回路辐照考验热工参数对试验运行的重要性,本文针对稳态辐照考验回路,结合燃料组件对回路辐照考验热工参数的需求,分析了一次水流量及入口温度发生变化、装置内部存在换热以及不同换热器运行方式下回路系统的关键热工参数耦合特性。研究表明,随着换热器一次水入口温度和流量的下降,主换热器的最大换热功率有明显下降,在严重偏离设计工况下,主换热器换热能力存在不能满足燃料组件辐照运行的风险。同时,辐照装置内部换热对主换热器换热极为不利。在回路运行温度需求较高,而装置内部换热较强情况下,主换热器二次水流量的设计裕量不能低于装置内的热交换比例,且该裕量取值需趋大。两台主换热器并联运行的优势主要体现在较大一次水流量情况,且存在一个较小的一次水流量,使得单台换热器独立运行与两台换热器并联运行时的换热能力一致,低于该流量比例时,两台换热器并联运行时的换热能力反而弱于单台换热器运行。      

一体化先进压水堆小型核电站堆芯燃料管理设计

采用SCIENCE核程序包进行装载方案的设计计算,确定了满足设计准则的各个过渡循环至平衡循环的堆芯.选择合理的平衡循环堆芯燃料的富集度、换料燃料组件数以及各循环的装载和换料方式,使平衡循环达到预定的2 a换料循环长度.堆芯采用低泄漏"内-外"式布置,旧燃料组件布置于堆芯外区.第一循环堆芯,高富集度的组件置于堆芯外区,低富集度的组件排列在堆芯内区.第二循环堆芯装入44个富集度为4.95%的新燃料组件,同时卸出44个旧燃料组件,旧燃料组件布置于堆芯外区.第三循环开始到反应堆寿期内的所有堆芯,都只使用含0、12和20根载钆燃料棒的燃料组件.各循环燃料组件最大卸料燃耗满足设计准则要求.     

一体化小型堆主回路自然循环稳态特性实验研究

在模拟一体化小型堆主回路的自然循环试验台架上,进行了小型堆主回路自然循环稳态流动特性的实验研究。结果表明:在输入的外部条件保持一致的情况下,实验本体内的自然循环流动保持了很好的对称性;影响自然循环流量的主要因素是加热功率,入口温度、系统压力等参数的影响较小;提出了一个表征系统自然循环能力的综合特征参数k,可当作指标参数来衡量不同的自然循环回路或不同的运行工况下的自然循环能力,对进一步优化一体化自然循环反应堆的参数设计具有重要指导意义。