硝酸盐自然循环试验回路实验研究

硝酸盐自然循环回路(Nitrate Natural Circulation Loop,NNCL)是研究熔盐自然循环特性的重要实验平台,实验数据可用于开发或验证自然循环系统热工水力分析程序。在NNCL上进行了硝酸盐自然循环流动特性的实验研究,对熔盐温度在310°C、340°C、370°C,以及空冷塔风门开度在0%、25%、50%、75%、100%的工况条件下,观测回路的瞬态和稳态特性。实验结果表明:熔盐-熔盐换热器(DRACS Heat Exchanger,DHX)进出口温差和硝酸盐流量对熔盐池温度响应过程很慢,且幅度较小,至少需要20 h;对风速响应较快,并出现骤升现象,能在几分钟内到达新的值。基于实验数据,验证了:NNCL系统硝酸盐自然循环流量与DHX换热功率的m次方成正比,NNCL系统阻力与流量的(1-m)/m次方成正比,且NNCL系统的m值在0.47～0.49之间。     

核动力装置强迫循环与自然循环过渡过程特性研究

针对某型压水堆核动力装置,建立反应堆及一回路系统强迫循环与自然循环的计算分析模型,并与试验值进行比较,验证了建立的模型计算精度高,满足工程分析的要求.利用建立的数学模型,对自然循环与强迫循环过渡过程进行分析计算,结果表明:强迫循环向自然循环转换过程中冷却剂流量、蒸汽发生器压力、反应堆出口温度是几个约束参数;自然循环向强迫循环的转换过程中反应堆功率变化与周期变化幅度较大.     

自然循环分离效应实验装置介绍

一、引言自然对流(循环)普遍存在于各种热力现象中,并在石油、化工、能源等工业部门中大量地应用,如各种工业锅炉、石油开采与加工,太阳能加热或制冷系统等。在反应堆工程方面,自然循环实验研究是反应堆事故安全研究的一个重要方面,因为核电站反应堆在发生强迫循环能力丧失的情况下,自然循环是将停堆后堆芯衰变热带出一次系统的唯一方式。特别是为了提高安全性,越来越多的     

ACME台架程序建模及试验初始条件确定方法研究

先进热工水力试验(ACME)台架是以CAP1400核电厂为原型、采用1/3高度的比例进行设计的非能动堆芯冷却系统整体性试验台架。本工作采用NOTRUMP程序完成了对试验台架的建模,制定了不同试验工况下初始条件的确定方法。利用所建立的ACME台架NOTRUMP程序模型及初始条件,针对冷段5.08 cm破口工况和平衡管线（PBL）双端断裂工况进行了模拟,并与CAP1400核电厂对应工况的计算结果进行了对比。结果表明,ACME台架NOTRUMP程序模型设置合理,初始条件确定方法恰当,台架能正确反映原型电厂不同失水事故工况下的系统响应。     

小型核动力装置自然循环运行特性分析

本文以小型一体化自然循环反应堆为研究对象,用RELAP5/MOD3.2对反应堆系统、中间回路及二回路系统进行建模,对反应堆单双环路切换及偏环路运行时反应堆的自然循环运行特性进行数值模拟研究。计算结果表明:在反应堆自然循环运行工况下,进行单双环路切换及偏环路运行时,堆芯能重新建立稳定的自然循环。双环路切换至单环路后,堆芯出口温度降低,堆芯自然循环平衡流量降低但仍大于初始值的1/2;单环路切换至双环路运行时,堆芯流量、温度均与双环路稳定工况的一致;偏环路运行时故障环路循环流量降低,正常环路自然循环流量升高,堆芯总流量降低的数值为二者之差。     

池式研究堆自然循环能力试验及数值模拟

自然循环能力是表征反应堆固有安全性能的重要参数,为了分析某池式研究堆非能动安全性,判断自然循环运行工况载热能力,针对堆芯结构特征开发了自然循环能力分析程序,完成了燃料元件出入口水温实测等验证试验。分析结果表明,堆芯自然循环流量计算结果与试验值符合良好,相对偏差小于1.6%;反应堆自然循环能力随堆池水温度升高而降低,当池水温度为40 ℃时,反应堆自然循环能力为710 kW,表明反应堆具有良好的非能动安全性。     

运动状态下压水堆自然循环比例模拟方法研究

对于安装在车、船或艇上的压水反应堆进行运动状态下的模拟试验研究,是研究其安全性的重要手段.以静止状态的反应堆自然循环比例模拟方法为基础,通过刚体运动理论获得运动装置上各点的加速度,然后带人动星方程加速度项,从而获得运动相似准则数.在此基础上,分析了等高度和变高度模拟方法,其中,变高度模拟涉及位移与角加速度等运动变量的不等时性,需要注意.     

秦山核电厂自然循环试验后的计算分析

压水堆核电厂反应堆冷却剂系统自然循环能力是这种类型核电厂固有的安全性之一。本文介绍用轻水堆瞬态分析程序RE-TRAN-02,并根据秦山核电厂自然循环试验的步骤和测量的电厂参数来模拟分析计算不同反应堆功率下电厂自然循环冷却的能力;最后将试验后的分析结果与试验结果和试验前的分析作比较,以评价试验结果的可靠性以及分析中所采用的设备参数对分析计算的影响。     

海基核动力装置自然循环数学模型的建立与运行特性研究

建立了适用于海基核动力装置自然循环运行分析的理论模型,主要包括两相不平衡态、五方程的漂移流模型;改进的混合物动量守恒方程来描述海洋条件引起的附加压降;采用多压力节点模型进行压力矩阵的求解;选择非等温模型计算两相摩擦因子,并考虑摇摆对摩擦因子的影响;对低雷诺数自然循环工况下阻力件的能量损失因子进行了修正;考虑摇摆与浮沉对换热系数的影响;建立了两群三维时空中子动力学模型,采用基于非线性迭代的半解析节块法来求解中子扩散方程.对海基核动力装置在横摇、纵摇、横倾、纵倾、浮沉、直线变速、回转等条件下的自然循环运行特性进行了研究.     

钼锝靶件辐照装置堆外自然循环实验研究

钼锝同位素辐照装置的堆外热工水力研究,对于确定靶件的辐照参数和辐照安全具有重要意义,相关结果可为靶件的设计验证和入堆辐照提供技术支持。本文针对自主研发的钼得靶件辐照装置,设计了堆外传热实验台架,开展了钼锝靶件辐照装置堆外传热验证实验,对比分析了不同热流密度、不同模拟靶件外径、不同辐照装置结构等条件下实验段的温度分布。结果表明,辐照装置内导流管的设计可有效提高装置的自然循环能力,证明了所设计辐照装置的安全性。     

HFETR自然循环能力分析研究

针对高通量工程试验堆（HFETR）的运行特点,本文利用RELAP5/MOD3程序对HFETR进行了数值建模,并结合反应堆实际运行工况,采取了阶跃升功率法和积分功率法分析了系统压力和压力壳平均水温对HFETR最大自然循环能力的影响。结果表明：系统在常压和带压工况下,HFETR的最大自然循环能力分别为0.9、2.0MW。自然循环能力随运行压力的升高而增大,随压力壳水温的升高而降低。本文基于计算数据与理论推导提出了预测不同平均水温下最大自然循环能力的关系式,该公式具有指导反应堆实际运行的工程意义。     

自然循环静态特性实验研究

介绍了在自然循环整体实验装置(NCIF)上完成的自然循环静态特性实验结果。通过对3种泵路(泵及其出口节流件)阻力系数条件下的自然循环静态特性实验,获得了一回路平均温度维持不变的自然循环工况下,系统各热工水力参数随加热功率的变化规律;并对影响稳态自然循环流动的主要因素进行了分析。     

低压低功率条件下两相自然循环特性试验研究

相比于陆基核电厂,船用核动力装置的非能动安全系统运行压力较低,运行功率变化频繁,在两相自然循环条件下,非能动安全系统内的流动更加复杂多变。为了研究两相自然循环在低压、低功率条件下的循环特性,基于比例分析方法搭建了两相自然循环的原理试验台架,研究了低压条件下功率和初始液位高度对自然循环特性的影响。结果表明,在低压条件下,系统稳定运行后的压力、流量等均受初始液位高度和功率的影响。当功率为50 kW时,初始液位越高,系统稳定后的压力越大,但是流量相差较小;初始液位一定时,功率在40%满功率～100%满功率内,随着功率的增大,系统稳定后的压力也逐渐增大。这为试验台架后续两相自然循环的研究提供了方向,也为船用核动力装置非能动安全系统研究提供了参考。     

多系统耦合下自然循环特性试验研究与计算分析

以典型压水堆为原型堆,基于比例模化方法设计建造了自然循环试验装置(FITY),在自然循环试验装置上开展了多回路系统自然循环耦合的稳态及瞬态试验,并利用RELAP 5程序对试验工况进行计算分析。试验及计算结果表明:系统压力对自然循环流量基本无影响,自然循环流量随加热功率的增加而增加。不同降压及功率瞬变过程后均建立了稳定的自然循环,其最终状态与中间经历的瞬态过程无关。     

自然循环回路失水闪蒸时的流动和传热试验研究

研究是在５ＭＷ核供热反应堆的模拟试验台架ＨＴＲＬ－５完成的，经研究，给出了小破口失水闪蒸过程中回路内压力，温度、空泡份额、循环流量等重要参数的变化规律，揭示了闪蒸过程的两个阶段，给出了换热系数的实验结果，结果表明小破口失水过程由于闪蒸改善了自然循环和传热情况，使无件棒温度保持在较低水平，不会烧毁。     

核动力装置自然循环及其过渡过程计算模型的建立

为准确分析含反应性反馈的核动力装置自然循环及其过渡过程中重要参数的响应特性,以核动力装置瞬态最佳估算程序RELAP5/MOD3为基础,采用两群三维时空中子动力学模型替代RELAP5/MOD3的点堆模型,并建立三维空间内中子物理与热工水力的耦合模型,编制相应的计算程序。利用所研制的程序对实际核动力装置的自然循环及其过渡过程进行分析计算,并与试验结果进行比较。结果表明:本文建立的时空中子动力学计算模型克服了点堆方程不能准确计算反应性反馈的缺点,计算精度高,研制的程序可作为核动力装置强迫循环与自然循环及其过渡过程的计算分析工具。     

强迫循环向自然循环过渡的比例分析研究

整体性热工水力学试验是验证压水堆核电站安全性的核心技术,针对反应堆主回路循环特性的比例分析是指导整体性试验台架设计的理论依据。基于两相漂移流模型建立反应堆主回路强迫循环和自然循环的控制方程组。应用初始条件对方程无量纲化,得出整体性试验台架模拟原型电站主回路强迫循环向自然循环过渡的相似准则,提出能够模拟原型电站主泵惰转并满足循环过渡相似性要求的试验方法。     

基于CFD方法的CARR自然循环特性分析

本文建立了中国先进研究堆(CARR)堆本体CFD分析模型。应用工程实验数据对强迫循环稳态运行工况和自然循环瞬态运行工况计算结果进行比较和分析,验证了CFD模型的正确性,并进一步对自然循环能力测试试验工况进行模拟。通过整体CFD模型在运行工况和试验工况的模拟,得到了强迫循环转自然循环时瞬态变化过程中堆内的流场和温度场,从而分析研究了CARR的自然循环特性。基于整体CFD模型,可为该堆后续反应堆安全分析工作的开展奠定良好的基础,如试验方案验证、事故分析等。     

BWR自然循环和稳定性（NACUSP）试验研究及初步结果

沸水反应堆（BWR）在某些情况下容易产生功率和流动振荡，这种振荡或者是同相全局振荡，或者是异相区域性振荡。同相振荡是由中子动力学原因导致的；这是因为基本的中子模式是临界的，而一阶谐波（区域）模式是次临界的。异相振荡是由热工水力原因导致的，此时堆芯内总的流量保持不变，仅仅是流量分布发生变化。这些振荡可能会限制当前BWR的运行范围，并且也是新型较大尺寸的BWR设计所需关心的问题。作为关键方法之一，这些新的设计采用大尺寸堆芯目的是为了提高经济性。当堆芯尺寸增大时，堆芯不同部分之间的核耦合就变弱了，并且堆芯更容易发生区域性异相振荡。