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

小型压水堆螺旋管直流蒸汽发生器参数不确定性量化研究

梁乐华 王雪鉴 曾文杰 李楚豪

梁乐华, 王雪鉴, 曾文杰, 李楚豪. 小型压水堆螺旋管直流蒸汽发生器参数不确定性量化研究[J]. 核动力工程, 2023, 44(3): 152-159. doi: 10.13832/j.jnpe.2023.03.0152
引用本文: 梁乐华, 王雪鉴, 曾文杰, 李楚豪. 小型压水堆螺旋管直流蒸汽发生器参数不确定性量化研究[J]. 核动力工程, 2023, 44(3): 152-159. doi: 10.13832/j.jnpe.2023.03.0152
Liang Lehua, Wang Xuejian, Zeng Wenjie, Li Chuhao. Quantitative Research on Parameter Uncertainty of Helical Coil Once-Through Tube Steam Generator on the Small Pressurized Water Reactor[J]. Nuclear Power Engineering, 2023, 44(3): 152-159. doi: 10.13832/j.jnpe.2023.03.0152
Citation: Liang Lehua, Wang Xuejian, Zeng Wenjie, Li Chuhao. Quantitative Research on Parameter Uncertainty of Helical Coil Once-Through Tube Steam Generator on the Small Pressurized Water Reactor[J]. Nuclear Power Engineering, 2023, 44(3): 152-159. doi: 10.13832/j.jnpe.2023.03.0152

小型压水堆螺旋管直流蒸汽发生器参数不确定性量化研究

doi: 10.13832/j.jnpe.2023.03.0152
基金项目: 国家自然科学基金青年项目(12005096);湖南省自然科学基金面上项目(2022JJ30479);2022年度湖南省大学生创新创业训练计划项目(S202210555133;S202210555135)
详细信息
    作者简介:

    梁乐华(2000—),男,在读本科生,现从事核反应堆运行与控制方向的研究,E-mail: 1283263041@qq.com

    通讯作者:

    曾文杰,E-mail: zengwenjie0218@163.com

  • 中图分类号: TL364+.5

Quantitative Research on Parameter Uncertainty of Helical Coil Once-Through Tube Steam Generator on the Small Pressurized Water Reactor

  • 摘要: 为研究螺旋管直流蒸汽发生器(HCOTSG)参数不确定性对小型压水堆运行的影响,在建立堆芯功率控制系统、蒸汽发生器给水控制系统及稳压器压力和液位控制系统的基础上,开发小型压水堆HCOTSG参数不确定性量化平台。以螺旋管内外径不确定性量化为例,开展平台的应用研究。结果表明,开发的HCOTSG参数不确定性量化平台可以用于开展螺旋管内外径不确定性量化分析。

     

  • 图  1  HCOTSG控制体节点划分

    h—比焓;$ \overline Q $—控制体的换热量;$ \overline T $—控制体内平均温度;W—质量流量;下标:w—管壁;p—一次侧;s—二次侧;0、1、2、3表示工质流过的先后顺序

    Figure  1.  Node Division of Control Body of HCOTSG

    图  2  HCOTSG给水控制系统功能框图

    s—拉普拉斯变换后的复变量

    Figure  2.  Function Block Diagram of Feedwater Control System of HCOTSG

    图  3  小型压水堆HCOTSG参数不确定性量化平台

    Figure  3.  Uncertainty Quantification Platform for Parameter Uncertainty of HCOTSG of Small Pressurized Water Reactor

    图  4  5%FP/min线性降负荷动态响应

    Figure  4.  Dynamic Response of 5%FP/min Linear Load Shedding

    图  5  HCOTSG二次侧进口温度阶跃上升2℃时系统的动态响应

    Figure  5.  Dynamic Response of the System When the Inlet Temperature of the Secondary Side of HCOTSG Rises by 2℃

    图  6  一回路系统动态响应的相对标准偏差

    Figure  6.  Relative Standard Deviation of Dynamic Response of Primary System

    表  1  HCOTSG 结构参数

    Table  1.   Structure Parameters of HCOTSG

    参数参数值参数参数值
    Di/m0.012换热管根数1140
    Do/m0.015单根螺旋管的高度/m5
    管束结构螺旋直径/m0.351平均每个螺旋管长度/m15.491
    R0.533总换热面积/m2310.831
    下载: 导出CSV

    表  2  负荷以5%FP/min线性降至90%FP时一回路系统响应峰值描述统计

    Table  2.   Descriptive Statistics of the Peak Response of the Primary System When the Load is Linearly Reduced to 90%FP by 5%FP/min          

    参量 均值 标准差 相对标准偏差 最小值 最大值 3σ置信区间
    堆芯相对功率 0.89517 0.00553 0.00618 0.88287 0.90681 [0.87858, 0.91176]
    两相区高度/m 3.84781 0.16046 0.04171 3.47179 4.2081 [3.36643, 4.32919]
    冷却剂平均温度/℃ 310.30886 0.13653 0.00044 309.99716 310.6358 [309.89927, 310.71845]
    一次侧出口温度/℃ 299.75735 0.19771 0.00066 299.30928 300.22558 [299.16422, 300.35048]
    二次侧出口温度/℃ 299.68907 2.25366 0.00752 294.27578 304.76053 [292.92809, 306.45005]
    下载: 导出CSV

    表  3  HCOTSG二次侧进口温度阶跃上升2℃时一回路系统响应峰值描述统计

    Table  3.   Descriptive Statistics of the Peak Response of the Primary System When the Inlet Temperature of the Secondary Side of HCOTSG Rises by 2℃

    参量 均值 标准差 相对标准偏差 最小值 最大值 3σ置信区间
    堆芯相对功率 0.98179 0.00579 0.00590 0.96774 0.99468 [0.96442, 0.99916]
    两相区高度/m 4.02416 0.16480 0.04095 3.63529 4.39528 [3.52976, 4.51856]
    冷却剂平均温度/℃ 310.73251 0.13983 0.00045 310.41602 311.06678 [310.31302, 311.15200]
    一次侧出口温度/℃ 300.36149 0.19824 0.00066 299.91104 300.83549 [299.76677, 300.95621]
    二次侧出口温度/℃ 299.68907 2.25366 0.00752 294.27578 304.76053 [292.92809, 306.45005]
    下载: 导出CSV
  • [1] 袁媛,彭敏俊,夏庚磊,等. 螺旋管式直流蒸汽发生器热工水力分析模型[J]. 原子能科学技术,2014, 48(S1): 251-256.
    [2] 赵孝,张震,杨星团,等. 小型模块式反应堆螺旋管蒸汽发生器设计和热工水力分析[J]. 原子能科学技术,2019, 53(12): 2361-2366. doi: 10.7538/yzk.2019.youxian.0452
    [3] WEI X Y, WU S F, WANG P F, et al. Study on the structure optimization and the operation scheme design of a double-tube once-through steam generator[J]. Nuclear Engineering and Technology, 2016, 48(4): 1022-1035. doi: 10.1016/j.net.2016.02.012
    [4] WANG P F, JIANG Q F, ZHANG J X, et al. A fuzzy fault accommodation method for nuclear power plants under actuator stuck faults[J]. Annals of Nuclear Energy, 2022, 165: 108674. doi: 10.1016/j.anucene.2021.108674
    [5] ISHII M, HIBIKI T. Thermo-fluid dynamics of two-phase flow[M]. 2nd ed. New York: Springer, 2011: 518.
    [6] 闫寿军. 小型压水堆系统仿真与动态特性研究[D]. 西安: 西安交通大学, 2017.
    [7] LIU Y N, JIANG Q F, YANG C, et al. Uncertainty analysis of reactivity feedback coefficient for LFR core power control system during reactivity insertion accident[J]. Annals of Nuclear Energy, 2021, 160: 108401. doi: 10.1016/j.anucene.2021.108401
  • 加载中
图(6) / 表(3)
计量
  • 文章访问数:  128
  • HTML全文浏览量:  46
  • PDF下载量:  41
  • 被引次数: 0
出版历程
  • 收稿日期:  2022-07-26
  • 录用日期:  2022-07-21
  • 修回日期:  2022-08-27
  • 刊出日期:  2023-06-15

目录

    /

    返回文章
    返回