高级检索

留言板

尊敬的读者、作者、审稿人, 关于本刊的投稿、审稿、编辑和出版的任何问题, 您可以本页添加留言。我们将尽快给您答复。谢谢您的支持!

姓名
邮箱
手机号码
标题
留言内容
验证码

主泵卡转子工况的反应堆冷却剂系统瞬态水力载荷研究

崔怀明 谭鑫 王岩 匡成骁 苏舒

崔怀明, 谭鑫, 王岩, 匡成骁, 苏舒. 主泵卡转子工况的反应堆冷却剂系统瞬态水力载荷研究[J]. 核动力工程, 2024, 45(1): 230-236. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.01.0230
引用本文: 崔怀明, 谭鑫, 王岩, 匡成骁, 苏舒. 主泵卡转子工况的反应堆冷却剂系统瞬态水力载荷研究[J]. 核动力工程, 2024, 45(1): 230-236. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.01.0230
Cui Huaiming, Tan Xin, Wang Yan, Kuang Chengxiao, Su Shu. Study on Transient Hydraulic Load of Reactor Coolant System under the Condition of Reactor Coolant Pump Rotor Seizure[J]. Nuclear Power Engineering, 2024, 45(1): 230-236. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.01.0230
Citation: Cui Huaiming, Tan Xin, Wang Yan, Kuang Chengxiao, Su Shu. Study on Transient Hydraulic Load of Reactor Coolant System under the Condition of Reactor Coolant Pump Rotor Seizure[J]. Nuclear Power Engineering, 2024, 45(1): 230-236. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.01.0230

主泵卡转子工况的反应堆冷却剂系统瞬态水力载荷研究

doi: 10.13832/j.jnpe.2024.01.0230
详细信息
    作者简介:

    崔怀明(1968—),男,研究员级高级工程师,现主要从事核电厂总体及反应堆冷却剂系统设计研究,E-mail: wyxst@163.com

  • 中图分类号: TH38;TL353

Study on Transient Hydraulic Load of Reactor Coolant System under the Condition of Reactor Coolant Pump Rotor Seizure

  • 摘要: 为真实反映事故工况下反应堆冷却剂系统瞬态内流过渡过程及水力载荷冲击,针对“华龙一号”反应堆及一回路系统,建立了高精度三维闭式系统瞬态流动计算方法,得到了该过渡过程中反应堆及一回路系统管路内压力波震荡规律及瞬态水力载荷特性。研究表明:在核主泵转子卡滞结束时,核主泵出口处流量降低到稳定运行时的81.3%。在卡转子过渡过程中,系统管路内最大压力峰值位于核主泵入口截面处,为16.00 MPa,小压力谷值位于核主泵出口截面处,为15.01 MPa,最终系统内各监测点的压力趋于参考压力15.50 MPa。受反应堆冷却剂系统管路布置方式与核主泵卡转子事故的双重影响,各截面的流体速度呈现明显的不均匀分布,并产生了明显的涡流。系统各壁面水力载荷变化规律与系统压力脉动变化规律一致,最大载荷力峰值位于过渡段第一个弯头处的W3壁面处,为3.163×106 N;最小载荷力谷值位于反应堆压力容器入口处弯头的W12壁面处,为9.125×105 N。本数值预测方法可为主泵卡转子事故工况下反应堆冷却剂系统管路的设计与安全性评估提供技术支持。

     

  • 图  1  反应堆冷却剂系统三维简化示意图

    Figure  1.  Three Dimensional Simplified Schematic Diagram of Reactor Coolant System

    图  2  网格无关性检验

    Figure  2.  Grid Independence Verification

    图  3  核主泵计算域网格划分

    Figure  3.  Meshing of Computational Domain for Reactor Coolant Pump

    图  4  反应堆冷却剂系统管路监测点及壁面示意图

    Figure  4.  Schematic Diagram of Reactor Coolant System Pipeline Monitoring Points and Wall Surfaces

    图  5  试验原理图

    Figure  5.  Test Schematic Diagram

    图  6  核主泵特性曲线图

    Figure  6.  Characteristic Curves of Reactor Coolant Pump

    图  7  核主泵出口处流量变化图

    Figure  7.  Flow Variation at Reactor Coolant Pump Outlet

    图  8  反应堆一回路管路监测点的压力变化

    Figure  8.  Pressure Variation at Monitoring Points of Reactor Primary System Pipeline

    图  9  核主泵进出口截面示意图

    Figure  9.  Inlet and Outlet Section of Reactor Coolant Pump

    图  10  核主泵进口不同截面的速度和流线分布图

    Figure  10.  Velocity and Streamline Distribution for Different Sections of Reactor Coolant Pump Inlet

    图  11  核主泵出口不同截面的速度和流线分布图

    Figure  11.  Velocity and Streamline Distribution for Different Sections of Reactor Coolant Pump Outlet

    图  12  壁面W1~W4所受载荷力变化图

    Figure  12.  Hydraulic Load Variation of Surfaces W1~W4

    图  13  壁面W5~W8所受载荷力变化图

    Figure  13.  Hydraulic Load Variation of Surfaces W5~W8

    图  14  壁面W9~W12所受载荷力变化图

    Figure  14.  Hydraulic Load Variation of Surfaces W9~W12

  • [1] 刘昌文,李庆,李兰,等. “华龙一号”反应堆及一回路系统研发与设计[J]. 中国核电,2017, 10(4): 472-477,512.
    [2] 荆春宁,赵科,张力友,等. “华龙一号”的设计理念与总体技术特征[J]. 中国核电,2017, 10(4): 463-467.
    [3] 王永强,杨滨,武焕春,等. 揭秘核电材料——核电站一回路主管道材料及其制备工艺[J]. 金属世界,2013(1): 37-41.
    [4] TANG J X, LU D G, LIANG J T, et al. Numerical simulation on asymmetrical three-dimensional thermal and hydraulic characteristics of the primary sodium pool under the pump stuck accident in CEFR[J]. Nuclear Science and Engineering, 2021, 195(5): 478-495. doi: 10.1080/00295639.2020.1834314
    [5] WANG X L, LU Y G, ZHU R S, et al. Study on the transient evolution law of internal flow field and dynamic stress of reactor coolant pump under rotor seizure accident[J]. Annals of Nuclear Energy, 2019, 133: 35-45. doi: 10.1016/j.anucene.2019.05.001
    [6] LU Y G, ZHU R S, WANG X L, et al. Experimental study on transient performance in the coasting transition process of shutdown for reactor coolant pump[J]. Nuclear Engineering and Design, 2019, 346: 192-199. doi: 10.1016/j.nucengdes.2019.03.007
    [7] 靖剑平,乔雪冬,贾斌,等. 基于RELAP5程序的AP1000典型事故瞬态特性研究[J]. 原子能科学技术,2015, 49(4): 646-653.
    [8] 齐炳雪,俞冀阳. 超临界水冷堆的安全分析[J]. 原子能科学技术,2012, 46(6): 669-673.
    [9] 王亚云. 核主泵及其系统过渡过程瞬态特性研究[D]. 大连: 大连理工大学,2018.
    [10] DIEN L D, DIEP D N. Verification of VVER-1200 NPP simulator in normal operation and reactor coolant pump coast-down transient[J]. World Journal of Engineering and Technology, 2017, 5(3): 507-519. doi: 10.4236/wjet.2017.53043
    [11] 余红星,黄代顺. 秦山核电二期工程设计基准事故水力学载荷分析[J]. 核动力工程,2003, 24(S1): 102-105.
    [12] 李文姬,吕红,张洁. LOCA水力载荷分析软件HLPS的开发与验证[J]. 核动力工程,2021, 42(4): 159-165.
    [13] 卢喜丰,熊夫睿,刘文进,等. “华龙一号”蒸汽发生器传热管失水事故应力响应分析[J]. 压力容器,2021, 38(12): 70-76.
    [14] 肖文宇,范正伟. 小破口失水事故瞬态水力载荷计算中破口尺寸的影响[J]. 管道技术与设备,2020(6): 21-23.
    [15] 辛素芳,李松蔚,任春明,等. 蒸汽发生器U型管CFD简化方法研究[J]. 核动力工程,2018, 39(S1): 41-44.
  • 加载中
图(14)
计量
  • 文章访问数:  50
  • HTML全文浏览量:  9
  • PDF下载量:  18
  • 被引次数: 0
出版历程
  • 收稿日期:  2023-03-09
  • 修回日期:  2023-11-15
  • 刊出日期:  2024-02-15

目录

    /

    返回文章
    返回