海洋条件对船用核动力堆余热排出系统特性的影响

针对非能动余排出系统，研究并建立了数学模型。采用吉尔方法，用结构化程序设计语言ＦＯＲＴＲＡＮ７７编制了程序ＭＩＳＡＰ０２，分析计算了起伏，倾斜，摇摆等海洋条件对船用核动力堆余热排出系统的自然循环流量和除热能力的影响，结果表明；在海洋条件下，自然循环流量和除热能力受到了影响。     

换料水箱初始水温对非能动余热排出系统运行特性影响试验研究

通过试验对不同内置换料水箱初始水温条件下非能动余热排出系统(PRHRS)投入后堆芯进出口温度、一回路压力、PRHRS自然循环流量和换热功率等试验数据进行了对比分析。试验结果表明:IRWST初始水温较低时,堆芯模拟体进出口水温和压力下降更快,PRHRS热交换器(HX)出口温度低,PRHRS自然循环流量变化趋势基本一致,但换热功率更高。     

反应堆内局部自然循环对非能动余热排出的影响

为研究反应堆堆内局部自然循环对非能动余热排出的影响,利用改进的RELAP5/MOD3.2程序对核动力装置及非能动余热排出系统进行数学建模与理论研究,并利用试验数据进行了校核。研究表明：在核动力装置自然循环运行条件下,由于反应堆上封头旁流及反应堆入口漏流通道的存在,在反应堆活性区、上封头、环腔及下腔室之间构成了局部自然循环流动现象;在主回路自然循环能力较弱时,堆内产生的局部自然循环流动占优,反应堆衰变热无法顺利带出。     

简化反应堆一回路系统自然循环的动态比例特性研究

在反应堆安全领域,合适的比例分析对非能动系统实验台架的设计起到了关键作用。为深入了解比例缩放时自然循环瞬态过程的变化机理,基于简化反应堆一回路系统,分别采用H2TS（双向分层比例分析）和DSS（动态比例分析）方法进行了自然循环的比例分析,计算了升降功率工况下的自然循环,对比分析了不同尺度下关键参数的动态变化。结果表明,基于RELAP5的计算结果与实验结果基本一致,5%初始功率以下的阶跃变化不会造成大的流量波动;基于两种比例分析方法所得缩比模型下的计算结果均可基本反映原型参数变化;所有工况下,自然循环流量和冷热段温差在初始阶段05个循环周期内存在较大的波动,之后则相对平稳。     

全厂断电事故下模块化小堆非能动余热排出系统实验研究

针对模块化小堆非能动安全系统(PRHRS)的设计特点,建立了非能动安全系统综合实验装置CREST。在CREST实验装置上,进行了全厂断电事故短期性能实验,研究了PRHRS的冷却能力及运行特性。研究结果表明:全厂断电事故发生后,PRHRS能正常启动,非能动余热排出冷却器和蒸汽发生器之间能形成0.4 t/h稳定的两相自然循环流量,并有效地将堆芯衰变热量和显热带入安全壳水池(CWT)。堆芯补水箱(CMT)中的冷水可以有效注入反应堆压力容器冷却堆芯。在事故过程中,一回路系统最高压力为16.3 MPa,低于安全阀开启压力16.9 MPa,堆芯冷却剂平均温度可以冷却至210℃以下,反应堆处于安全运行状态。     

核动力装置非能动技术特点

在分析核电厂非能动技术应用情况基础上,根据船用条件对核动力装置非能动技术应用的特殊性要求,从理论研究、实验技术、设计技术、设备技术和仿真技术等5个方面进行整理,建立一套适合于船用核动力装置的非能动技术体系,并在船用核动力装置中得到成功的应用。     

船用反应堆冷却剂泵连续调速研究

采用船用核动力装置模拟程序,对反应堆冷却剂泵转速连续调节研究进行仿真试验研究。在相同的40%满功率工况下,进行冷却剂泵转速阶跃变化与连续变化两种试验。对比了反应堆进出口温度、反应堆功率、反应堆反应性、冷却剂流量、蒸发器蒸汽压力等参数的变化情况,对开展船用反应堆冷却剂泵连续调速设计具有重要的指导意义。     

过冷沸腾自然循环稳定性实验研究

报道了低压压水运行工况下自然循环系统中过冷沸腾引起的两相流流动稳定性研究结果。研究工作是在清华大学核能技术研究所的低温堆全尺寸、全参数热工水力学实验系统HRTL-5上进行的,采用了可视化研究与数据记录分析相结合的研究方法,研究了不同系统压力、不同进口过冷度条件下,加热段出口从单相流动、过冷沸腾,到低干度容积沸腾整个范围内自然循环系统的稳定性特征。研究发现了低压过冷沸腾自然循环不稳定现象。在较宽的过冷度范围内存在着多种不同模式的流量振荡,在特定条件下存在着自然循环流量静态漂移。研究结果对低压压水运行的自然循环系统,例如,壳式一体化自然循环供热堆和池式低温供热堆的热工设计和安全分析论证及启动方式研究都具有重要意义。     

过冷沸腾自然循环稳定性实验研究

报道了低压压水运行工况下自然循环系统中过冷沸腾引起的两相流流动稳定性研究结果。研究工作是在清华大学核能技术设计研究院的低温堆全尺寸、全参数热工水力学实验系统HRTL-5上进行的,采用了可视化研究与数据记录分析相结合的研究方法,研究了不同系统压力、不同进口过冷度条件下,加热段出口从单相流动、过冷沸腾,到低干度容积沸腾整个范围内自然循环系统的稳定性特征。研究发现了低压过冷沸腾自然循环不稳定现象。在较宽的过冷度范围内存在着多种不同模式的流量振荡,在特定条件下存在着自然循环流量静态漂移。研究结果对低压压水运行的自然循环系统,例如,壳式一体化自然循环供热堆和池式低温供热堆的热工设计和安全分析论证及启动方式研究都具有重要意义。     

简谐海洋条件下自然循环运行特性

基于两相漂移流模型建立简谐海洋条件下核动力装置自然循环理论分析模型;采用两群三维时空中子动力学模型描述堆芯中子的物理行为及控制棒调节系统的响应;利用研制的程序对核动力装置在摇摆条件下的自然循环运行特性及强迫循环向自然循环转换的过渡过程进行研究.结果表明:摇摆周期越小,影响越大;摇摆振幅越大,影响越大;相同摇摆周期与摇摆振幅条件下,纵摇对自然循环运行影响大;纵摇时,参数波动周期与摇摆周期相符,横摇时,参数波动周期为摇摆周期的一半;海洋条件引起过大的堆芯自然循环流量波动可造成功率自动调节控制棒的频繁动作,无法平稳实现强迫循环向自然循环的转换.     

一维自然循环比例分析的理论模型

整体性能试验研究是验证先进非能动压水堆核电站堆芯冷却系统设计有效性的核心技术,一回路系统两相自然循环热工水力特性比例分析是确定整体性能试验装置尺度的主要理论依据。以一维漂移流模型为基础,对整个一回路两相自然循环系统控制方程积分,并求得稳态解,由此获得了系统的流动条件。应用初始流动条件与边界条件,对两相自然循环系统控制方程直接无量纲化,最终得到了整体性能试验装置与实际非能动电站热工水力特性的相似准则。     

ACME台架PRHR管线破口位置敏感性试验研究

为研究先进非能动（AP）型核电厂在非能动系统失效条件下的安全性能,利用我国先进堆芯冷却机理整体试验台架（ACME）开展了非能动余热排出（PRHR）管线破口失水试验研究,分析了主要的试验进程和破口位置对事故过程各阶段关键参数的影响。结果表明,ACME PRHR管线破口试验进程与冷管段小破口失水事故（SBLOCA）进程基本一致,再现了非能动核电厂自然循环阶段、自动卸压系统（ADS）喷放阶段和安全壳内置换料水箱（IRWST）安注阶段的安全特性;在不同破口位置的试验中,非能动堆芯冷却系统（PXS）均可保证堆芯得到补水,堆芯活性区始终处于混合液位以下;破口位置对ACME LOCA事故进程、反应堆冷却剂系统（RCS）初期降压速率、PRHR热交换器（HX）流量、喷放流量、堆芯液位、IRWST安注流量等参数具有显著影响,对堆芯补水箱（CMT）和蓄压安注箱（ACC）安注流量的影响较小。      

非能动余热排出系统数学模型研究与运行特性分析

利用某型核动力装置非能动余热排出系统1:10原理性试验的8个稳态工况、6个启动工况的试验数据,验证RELAP5/MOD3.2程序对本类型非能动余热排出系统的适用性。结果表明:垂直管内蒸汽凝结换热系数对两相流自然循环的流动与传热影响大;RELAP5/MOD3.2程序过低估算了垂直管内蒸汽流速对蒸汽凝结换热系数的影响,计算结果与试验结果偏差大。对RELAP5/MOD3.2程序垂直管内的蒸汽凝结换热模型进行修正,修正后的计算结果与试验值基本吻合;采用RELAP5程序对垂直管内两相流自然循环传热进行计算,须选择热前沿跟踪模型。对非能动余热排出系统的稳态与瞬态运行特性进行分析,理论计算与试验结果均表明:稳态工况下,系统可以实现稳定的两相流自然循环,系统排热能力受蒸汽发生器水位的影响大,冷却水入口温度与系统压力的影响相对较小;系统的启动特性良好,可快速地建立环路的自然循环,带走反应堆的衰变热。     

Experimental investigations on steady state natural circulation behavior of multiple parallel boiling channel system

In some industrial applications, including nuclear power plants, natural circulation flow is often employed as a reliable heat transport method. A common characteristic of many industrial two-phase natural circulation systems is the presence of a large number of parallel boiling channels. Sensitivity of the steady state behavior of such a two-phase natural circulation system to different system parameters has many implications vis-à-vis performance of the system as per the design intent under various operating conditions. This article reports the results of experimental studies carried out on the characteristics of a low pressure two-phase natural circulation system with parallel boiling channels having their individual heat sources. The work covers the study of dependence of system behavior on operational history, down-comer resistance and channel power. In view of its particular significance in nuclear industry, a special system condition with zero power in one of the parallel channels was also studied. An experimental setup consisting of 10 transparent parallel channels was designed and constructed for conducting these experimental investigations.     

基于RELAP5的ERVC两相自然循环能力研究

利用RELAP5程序建立压力容器外部冷却（ERVC）系统模型,在水淹平衡条件下分析不同的安全壳内压力、冷却水过冷度、加热功率和水淹水位对系统两相自然流动能力的影响,找到各工况下的临界过冷度和不稳定性边界。结果表明：AP1000的ERVC系统设计具有很大裕量,仅依靠自然循环就可通过下封头对熔池进行有效冷却;安全壳内压力越高、冷却水过冷度越低、加热功率越大、水淹水位越高,两相自然循环流量越高。但当加热功率水平较低时,压力对临界过冷度影响不大;冷却水过冷度低于临界值时,会发生剧烈的倒流和流量震荡现象;当水淹水位低于5.5 m时,不能建立稳定的两相自然循环流动。     

RWM-B放射性水连续监测系统

核设施液态流出物的监测是鉴别核设施生产运行是否处于正常状况不可缺少的有力措施，也是评价核设施辐射安全的重要手段。本工作涉及RWM-B放射性水连续监测仪的研制。该监测系统采用高气压氙气电离室作为探测器，以8051单片计算机作为控制主机，电路上采用弱电流测量方法。如果5min 报告1次数据结果，取95%置信度，在普通天然本底条件下，探测下限则可达到2644Bq/m³。     

两相自然循环系统的静态分岔特性机理分析

基于分岔理论及其DERPAR数值方法及均相模型,计算出两相自然循环系统的静态分岔解图,进一步得到不同压力下质量含汽率和空泡份额随加热功率的变化曲线图;深入讨论了流型转变对两相自然循环流动不稳定性的影响;分析了系统压力、含汽率、汽液两相密度差引起的不稳定性的机理;并比较了不同系统压力、欠热度、阻力、几何构型等参数对质量含汽率和空泡份额的影响。强调指出两相自然循环系统的静态分岔现象主要是由于汽液两相密度差引起的。随着压力的升高,汽液两相密度差异减小,有利于系统的稳定性。     

Simulation of non-condensable gas flow in two-fluid model of APROS – Description of the model, validation and application

In Loviisa VVER-440 type nuclear power plant the nitrogen used to pressurize hydro-accumulators and other passive safety systems is gradually dissolved to the accumulator water during the long period of normal plant operation. If a primary circuit leakage takes place, the accumulator water is injected into the primary circuit, where lower pressure is prevailing and as a consequence the dissolved nitrogen is released from the liquid phase to gas phase. It is also possible that after the liquid has run out of the accumulator the gaseous nitrogen may flow into the primary system and may thus disturb the circulation in the primary circuit. It is important that the system codes that are used in safety analysis work are capable to simulate flows of non-condensable gases and that they can take into account the release of the dissolved gases. In this paper the non-condensable gas model of the APROS two-fluid safety analysis system code is described. The model has been validated using one experiment carried out in the PACTEL VVER-440 test facility, where the release of the nitrogen dissolved in the accumulator water has been studied. The model has been used to analyze the primary–secondary leakage (PRISE) in the Loviisa nuclear power plant. In this leakage incident the dissolved nitrogen from the accumulator was assumed to flow into the primary circuit of the plant.     

自然循环工况非对称U型管的倒流特性研究

自然循环工况蒸汽发生器部分U型管可发生倒流。为缓解倒流,本文提出一种非对称U型管的初步设计方案,采用理论分析和数值模拟的方法对自然循环工况非对称U型管的倒流特性进行研究,建立非对称U型管流量 压降关系模型进行理论分析。针对某型核动力装置建立非对称U型管计算模型与系统分析模型,利用RELAP5/MOD32程序对不同优化方案的运行特性进行数值模拟,结果表明：增大非对称U型管的下降段与上升段的高度差,发生倒流的U型管组数减少,自然循环总流量增加。在二次侧非能动余热排出工况,非对称U型管对倒流有更为明显的缓减作用。     

Assessment of Some Cross Section Libraries through Analyses of Coupled-Core Critical Experiments by Monte Carlo Calculations

An experiment was performed on the natural circulation test loop HRTL-5, which simulates the geometry and system design of the 5 MW full power natural circulation nuclear heating reactor. Different flow modes, including density wave oscillation and flow excursion et al., were observed in a wide range of inlet sub-cooling at 1.5MPa. By means of self-developed computational codes, the bifurcation chart has been obtained. Consequently the flow excursion boundary has been determined. Through the analysis on the excursion boundary, the method to avoid the flow excursion during startup has been presented. Analytical results show: (1) with the decreasing heat flux or the increasing system pressure, the static flow excursion occurs at higher inlet temperature and its range in the instability maps becomes narrower correspondingly; (2) to decrease the outlet two-phase resistance or increase the inlet single-phase resistance is beneficial to avoid the flow excursion; (3) by means of increasing the system pressure to start up the reactor with low heat flux, the flow excursion and low steam quality density wave oscillation can be successfully avoided. This investigation is meaningful to the reactor safety and the design of the nuclear heating reactors.