一种模拟核反应堆流体自然循环流动特性的方法 |
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| 申请号 | CN201710641408.0 | 申请日 | 2017-07-31 | 公开(公告)号 | CN107527664A | 公开(公告)日 | 2017-12-29 |
| 申请人 | 中国核动力研究设计院; | 发明人 | 彭传新; 昝元锋; 周慧辉; 张妍; 卓文彬; 闫晓; | ||||
| 摘要 | 本 发明 公开了一种模拟 核反应堆 流体 自然循环流动特性的方法，解决了采用简单的缩小功率规模、减小系统尺寸的方式，反应堆 堆芯 和 蒸汽 发生器 内流体流动和 传热 特性则与实际特性存在较大差别，无法进行自然循环特性的准确模拟的问题。本发明包括根据模拟单相自然循环的准则数，并通过实验装置的准则数与 原型 反应堆系统的准则数相同的限制条件，获得实验装置与原型反应堆系统的主要参数的模拟比例，根据模拟比例设置实验装置即可获得与原型反应堆系统相同的自然循环特性。本发明能够以小规模的实验规模比例，实时、准确地模拟核反应堆发生事故后堆芯的自然循环能 力 ，以及和反应堆安全息息相关的参数的变化规律。 | ||||||
| 权利要求 | 1.一种模拟核反应堆流体自然循环流动特性的方法，包括： |
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| 说明书全文 | 一种模拟核反应堆流体自然循环流动特性的方法技术领域[0001] 本发明涉及可以模拟核反应堆系统单相自然循环流动特性的方法，具体涉及一种模拟核 反应堆流体自然循环流动特性的方法。 背景技术[0002] 当核反应堆发生事故时，控制棒迅速插入堆芯，触发紧急停堆。核反应堆停堆后，虽然 堆芯内的可持续链式裂变反应堆被中止，但是堆芯燃料元件中裂变产物的衰变继续产生热量， 即堆芯衰变热。为了避免堆芯衰变热损坏燃料元件，事故条件下仍然需要对堆芯进行有效冷 却，保护反应堆的安全。采用非能动方式在堆芯内建立自然循环流动，带走事故条件下核反 应堆堆芯的堆芯衰变热量是当今先进核反应堆设计和研发的一个重要方向。由于非能动方式 产生的自然循环流动驱动力较小，且受诸多因素的影响，如冷-热芯位差、密度差和回路阻力 等，因此新型核反应堆事故下堆芯的自然能力以及安全性能需要经过实验验证。 [0003] 由于核反应堆的功率以及几何尺寸，使得大多数情况下不能进行全尺寸的实验研究和验 证。因此进行缩小功率规模，减小系统尺寸的方法的模拟研究是非常必要的。但如果简单的 缩小功率规模、减小系统尺寸，反应堆堆芯和蒸汽发生器内流体流动和传热特性则与实际特 性存在较大差别，无法进行自然循环特性的准确模拟。 发明内容[0004] 本发明所要解决的技术问题是：现有核反应堆的功率以及几何尺寸，使得大多数情况下 不能进行全尺寸的实验研究和验证，而采用简单的缩小功率规模、减小系统尺寸的方式，反 应堆堆芯和蒸汽发生器内流体流动和传热特性则与实际特性存在较大差别，无法进行自然循 环特性的准确模拟的问题；本发明目的在于提供了一种模拟核反应堆流体自然循环流动特性 的方法，其能够以小规模的实验规模比例，实时、准确地模拟核反应堆发生事故后堆芯的自 然循环能力，以及和反应堆安全息息相关的参数的变化规律，为先进核反应堆的设计和研发 提供重要的技术支持。 [0005] 本发明通过下述技术方案实现： [0006] 一种模拟核反应堆流体自然循环流动特性的方法，包括： [0007] 根据模拟单相自然循环的准则数，并通过实验装置的准则数与原型反应堆系统的准则数 相同的限制条件，获得实验装置与原型反应堆系统的主要参数的模拟比例，根据模拟比例设 置实验装置即可获得与原型反应堆系统相同的自然循环特性； [0008] 所述准则数包括表征浮升力和惯性力之间关系的Richardson数，即R，表征回路的沿程 阻力和局部阻力的总阻力系数Fi，表征热源数的Qsi，表征几何相似度的Li和Ai； [0009] 其中，β为流体膨胀系数，g为重力加速度，ΔT0为堆芯进出口温度， l0为设备和装置高度比，u0为自然循环流速； [0010] 其中，f为摩擦系数，l为一回路管道的长度，d为一回路管道的直 径，K为局部摩擦阻力系数； [0011] 其中，qs为热源的热流密度，ρs为热源材料的密度，Cps为热源材 料的比热容； [0012] 其中，li为弟i个构件的长度，l0为设备和装置高度比，ai为燃料组件 的流通面积，a0为堆芯出口的流通面积。 [0013] 上述模拟单相自然循环的准则数的获得过程如下： [0015] 流体质量守恒方程： [0016] [0017] 流体动量守恒方程： [0018] [0019] [0020] 流体能量守恒方程： [0021] [0022] 通过对上述方程进行无量纲化，即可得到上述模拟单相自然循环的准则数。 [0023] 进一步，为了简化不同参数组合带来的模拟复杂性，该实验装置与原型反应堆系统满足 相同结构材料、相同流体工质、等压、等温和等高的约束条件。通过上述约束条件与模拟准 则数进行组合求解，即可获得实验装置主要参数的模拟比例。 [0024] 上述约束条件的主要优势如下： [0025] (1)、实验装置选用与原型反应堆相同的结构材料，不仅可以满足结构强度上要求，而 且可以保证相同热力学状态下实验装置结构材料的热物性与原型一致，如比热容和热导率， 为模拟固体内热扩散和导热过程奠定了基础。 [0027] (3)、实验装置采用等压模拟原型反应堆，压水反应堆正常运行压力为15MPa，停堆后 低于3MPa。由于水的热物性，如：密度、比热容、热膨胀系数和焓值等，随压力的变化比较 剧烈。因而这样等压模拟的设置，不仅瞬态过程中实验装置的压力变化特性与原型一致，而 且可以对流体的热物性进行准确模拟。 [0028] (4)、由于初始温度会影响系统余热量，结构材料和流体工质的热物性与温度紧密相关。 因而，实验装置采用全温模拟的方式，该方式保证各系统的初始温度及其分布与原型反应堆 各设备的初始温度分布基本一致。 [0029] (5)、实验装置采用全高模拟原型反应堆，保证主要设备以及各设备之间的相对高度与 原型一致，因为自然循环的驱动力为流体上升段热流体和下降段冷流体的密度差，上升段和 下降段的高度差越大，自然循环驱动力越大。因此保证实验装置主要设备以及各设备之间的 相对高度与原型一致，可以对自然循环驱动力进行有效模拟。 [0031] 采用上述约束条件引进后，对模拟准则可以进行一定的简化。具体简化过程为： [0032] 为了实现对自然循环流速的准确模拟，即流速比等于1，实验装置采用全高模拟方法， 即高度比等于1，该方式有效地解决了自然循环驱动力的模拟，同时还需要保证实验装置相 同流量下的阻力与原型反应堆值一致，因此实验装置的阻力系数与原型反应堆的阻力系数比 等于1，即压降比为1。实验装置采用等压模拟，因此相同温度下流体的密度比等于1，假设 实验装置各设备的流通面积与原型反应堆各设备流通面积之比为λ，即可得到流量之比为λ。 流量比确定后，要保证实验装置堆芯进出口流体温度与原型反应堆堆芯进出温度一致，即ΔT 等于1，则需要保证实验装置堆芯功率与原型反应堆功率之比等于λ。实验装置采用与原型 反应堆相同的流体，相同条件下流体的膨胀系数β之比等于1。综合堆芯进出口温度ΔT、自 然循环流速u、流体膨胀系数β、设备和装置高度比l可知实验装置的Richardson数与原型 反应堆的Richardson数相同。 [0033] 为了保证实验装置的热源数与原型反应堆的热源数相同，根据Qsi公式的要求，需要实验 装置堆芯的热流密度值等于原型反应堆堆芯的热流密度，即热流密度之比等于1。实验装置 的堆芯功率与原型反应堆的堆芯功率之比为λ，若实验装置堆芯加热面积与原型反应堆堆芯 加热面积之比等于λ，即可实现热流密度之比等于1。 [0034] 根据上述条件的设置，实验装置的主要热工参数的模拟比例如表1所示。 [0035] 表1 [0036] [0037] 由于原型反应堆系统包括反应堆压力容器，蒸汽发生器，和连接反应堆压力容器与蒸汽 发生器的一回路管道，因而，本发明中的实验装置也包括反应堆压力容器，蒸汽发生器，和 连接反应堆压力容器与蒸汽发生器的一回路管道。根据实验装置模拟比例的要求，实验装置 中具体设备的模拟方法如下： [0038] 1、反应堆堆芯 [0039] 所谓反应堆一回路系统的自然循环循环流动是指，反应堆堆芯产生的热流体在浮力的作 用下，沿一回路系统的热管段流入蒸汽发生器，流体在蒸汽发生器冷却后在重力的作用下流 回反应堆堆芯，形成不依靠泵驱动的自然循环流动。为了研究反应堆一回路的自然循环特性， 实验装置需要对反应堆堆芯和蒸汽发生器内流体流动和传热特性进行准确模拟。 [0040] 根据模拟比例和等高模拟的要求，首先实验装置堆芯的高度应保持原型反应堆堆芯的高 度一致。由于核反应堆堆芯由很多相同的燃料组件组成，这些燃料组件的流通面积、功率密 度、湿周等参数具有高度的相似性。假设原型反应堆的燃料组件数目为N，燃料组件的流通 面积为ai，实验装置采用与原型反应堆相同的燃料组件，燃料组件数目为Nλ，那么实验装 置堆芯的流通面积与反应堆堆芯的流通面积比为： 同理可得，实验装置堆芯功率 与反应堆堆芯的功率比为： 实验装置堆芯流体体积与反应堆堆芯流体体积比为： 实验装置燃料元件的加热湿周与原型反应堆燃料元件的加热湿周之比 为： 由此可见，当实验装置燃料组件数目确定后，流通面积、功率、体积、加热 湿周与原型相应参数的比值都为λ，热流密度值之比等于1。 [0041] 2、蒸汽发生器 [0042] 蒸汽发生器由很多结构相似的传热管组成，这些传热管内流体的流动和传热特性也具有 高度的相似性。假设蒸汽发生器的传热管数目为M，实验装置采用原型反应堆蒸汽发生器相 同形式的传热管，传热管数目为Mλ，那么可以获得蒸汽发生器内传热管的总流通面积、功 率、体积、冷却湿周与原型相应参数的比值都为λ，蒸汽发生器冷却热流密度值之比等于1。 [0043] 3、一回路管道 [0044] 反应堆的一回路管道设计有专门的保温装置，散热量非常小。实验装置也需要采用相应 的保温技术保证一回路管道的散热尽可能小。在不考虑一回路管道流体散热的情况下，主要 考虑自然循环流动的模拟，即实验装置一回路管道长度、高度与原型反应堆对应的一回路管 道参数一致、自然循环流速相等、流通面积与原型反应堆的一回路管道流通面积之比为λ、 一回路管道的总阻力系数Fi与原型相同。由于实验装置的一回路管道缩小后，直径减小，相 同流速、相同管道长度下流体的沿程摩擦阻力 偏大，为了完全保证总阻力系数相等，需要 减小实验装置的局部摩擦阻力系数K。可以通过减少实验装置阀门和减小泵局部摩擦阻力来 降低实验装置的局部摩擦阻力，从而实现总摩擦数相等的模拟。 [0045] 本发明与现有技术相比，具有如下的优点和有益效果： [0046] 1、本发明能够以小规模的实验规模比例，实时、准确地模拟核反应堆发生事故后堆芯的 自然循环能力，以及和反应堆安全息息相关的参数(堆芯温度、压力)的变化规律，为先进 核反应堆的设计和研发提供了重要的技术支持； [0047] 2、本发明解决了反应堆一回路系统自然循环的模拟难题，已成功用于多用途模块化小型 反应堆非能动安全系统特性实验研究，满足多用途模块化小型反应堆研发的需求； [0050] 图1为本发明中原型反应堆系统的结构示意图。 [0051] 图2为本发明中实验装置的结构示意图。 [0052] 图3为本发明中原型反应堆系统的堆芯组件截面图。 [0053] 图4为本发明中实验装置的堆芯组件截面图。 [0054] 附图中标记及对应的零部件名称： [0055] 1-第一蒸汽发生器，2-第二蒸汽发生器，3-一回路管道，4-反应堆压力容器，5-堆芯，6- 第一主冷却剂泵，7-第二主冷却剂泵。 具体实施方式[0056] 为使本发明的目的、技术方案和优点更加清楚明白，下面结合实施例和附图，对本发明 作进一步的详细说明，本发明的示意性实施方式及其说明仅用于解释本发明，并不作为对本 发明的限定。 [0057] 实施例 [0058] 一种模拟核反应堆流体自然循环流动特性的方法，具体设置如下： [0059] 根据等高模拟准则的要求，实验装置的反应堆压力容器、蒸汽发生器的设备高度与原型 核反应堆的反应堆压力容器、蒸汽发生器的设备高度相同。实验装置反应堆压力容器与蒸汽 发生器的相对高度与原型核反应堆中反应堆压力容器与蒸汽发生器的相对高度相同。实验装 置一回路管道的高度和长度均与原型反应堆系统的一回路管道和长度一致。原型反应堆中的 两台主冷却剂泵主要在强迫循环运行工况下使用，自然循环运行工况下，两台主冷却剂泵不 工作，相当于阻力部件，实验装置可以不对两台冷却剂泵进行模拟。由于原型反应堆一回路 管道直径大，相同自然循环流速下沿程摩擦阻力系数下，为了保证实验装置一回路系统的总 阻力系数 与原型反应堆一回路系统的总阻力系数 相同，省略了部分阀 门的模拟。根据等结构材料物性模拟的需求，实验装置反应堆压力容器、一回路管道、蒸汽 发生器均采用与原型反应堆系统相同的不锈钢管道材料。 根据相同流体工质模拟的需求，采 用与原型反应堆冷却剂相同的工质材料——轻水作为实验用冷却剂。根据等温等压模拟的要 求，原型反应堆运行压力15.0MPa，冷却剂进出口平均温度300℃，实验装置采用相同的运行 压力和温度：反应堆运行压力15.0MPa，冷却剂进出口平均温度300℃。 [0060] 原型核反应堆的热功率300MW，164组燃料组件，图3为核反应堆堆芯燃料组件的截面 图。实验装置堆芯燃料组件采用与原型相同尺寸(燃料棒直径、间距、高度、有效发热长度 等)的组件。实验装置堆芯燃料组件的数目为12组，如图4所示。根据燃料组件的比值可以 确定实验装置堆芯的流通面积与原型反应堆堆芯流通面积之比为12/164＝1/13.667。实验装置 堆芯加热功率、体积、湿周、流量等参数均为原型堆芯的1/13.667。根据几何尺寸模拟比例 的要求，实验装置一回路管道、蒸汽发生器的流通面积也为1/13.667。原型反应堆系统的一 回路管道尺寸内径500mm，于是实验装置的一回路管道的尺寸为135.24mm。原型反应堆蒸 汽发生器的传热管数目为6240根，实验装置的蒸汽发生器采用与原型反应堆蒸汽发生器材 料、结构形式相同的传热管，传热管的数目为6240×1/13.667＝456根。 [0061] 以上所述的具体实施方式，对本发明的目的、技术方案和有益效果进行了进一步详细说 明，所应理解的是，以上所述仅为本发明的具体实施方式而已，并不用于限定本发明的保护 范围，凡在本发明的精神和原则之内，所做的任何修改、等同替换、改进等，均应包含在本 发明的保护范围之内。 |
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