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

WWER机组堆内仪表系统DNBR异常分析及对策研究

方俊 杨长江

方俊, 杨长江. WWER机组堆内仪表系统DNBR异常分析及对策研究[J]. 核动力工程, 2021, 42(4): 68-72. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.04.0068
引用本文: 方俊, 杨长江. WWER机组堆内仪表系统DNBR异常分析及对策研究[J]. 核动力工程, 2021, 42(4): 68-72. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.04.0068
Fang Jun, Yang Changjiang. Analysis and Solution to Abnormity of DNBR Indicated by ICIS of a WWER Unit[J]. Nuclear Power Engineering, 2021, 42(4): 68-72. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.04.0068
Citation: Fang Jun, Yang Changjiang. Analysis and Solution to Abnormity of DNBR Indicated by ICIS of a WWER Unit[J]. Nuclear Power Engineering, 2021, 42(4): 68-72. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.04.0068

WWER机组堆内仪表系统DNBR异常分析及对策研究

doi: 10.13832/j.jnpe.2021.04.0068
详细信息
    作者简介:

    方 俊(1989—),男,高级工程师,现主要从事热工水力与安全分析方面的研究,E-mail: 446998211@qq.com

  • 中图分类号: TL38+3

Analysis and Solution to Abnormity of DNBR Indicated by ICIS of a WWER Unit

  • 摘要: 为分析国内某水冷却水慢化动力堆(WWER)机组在首次热试升功率期间出现堆内仪表系统(ICIS)上、下层软件指示的偏离泡核沸腾比(DNBR)不一致的原因,通过研究WWER机组热工水力设计和事故分析程序采用的临界热流密度(CHF)关系式,并采用WWER机组事故分析程序DINAMIKA-97模拟50%、75%和90%功率平台工况,计算其DNBR并与热工水力测量试验的测量值进行比较,判断差异产生原因为ICIS上、下层软件采用了不同的CHF关系式;对100%功率平台的DNBR进行预测,与后续下层软件热工水力测量试验测量值符合得良好,进一步证实了以上判断。因此,建议对ICIS上、下层软件采用的CHF关系式进行修改,统一采用保守的CHF关系式,以取得保守的DNBR。

     

  • 图  1  不同关系式计算的CHF

    Figure  1.  CHF Calculated by Different Correlations

    图  2  建议采用的CHF关系式

    Figure  2.  Critical Heat Flux Correlations Suggested

    表  1  初始条件参数对比

    Table  1.   Comparison of Initial Condition Parameters

    参数参数值
    热工水力测量试验DINAMIKA-97程序
    反应堆相对功率/%49.649.6
    环路冷管段温度/℃283.85283.95
    环路热管段温度/℃298.73298.96
    环路冷却剂流量/(m3·h−1)2227822246
    反应堆冷却剂流量/(m3·h−1)8911188974
    堆芯上部压力/MPa15.715.7
    SG出口压力/MPa6.216.22
    主泵压差/MPa0.600.592
    下载: 导出CSV

    表  2  堆芯功率对比

    Table  2.   Comparison of Core Power

    参数参数值
    热工水力测量试验DINAMIKA-97程序
    QLmax/(W·cm−1)176176
    Kr1.601.60
      QLmax—峰值线功率密度;Kr—径向功率分布因子
    下载: 导出CSV

    表  3  堆芯轴向功率分布对比

    Table  3.   Comparison of Core Axial Power Distribution

    热工水力测量试验DINAMIKA-97程序
    H/%KzH/%Kz
    7.10.69850.698
    21.41.152150.957
    35.71.392251.186
    50.01.311351.392
    64.31.147451.334
    78.60.867551.264
    92.90.434651.147
    750.907
    850.681
    950.434
      H—距堆芯底部相对位置;Kz—相对功率密度;“—”—无此项
    下载: 导出CSV

    表  4  各功率平台下的最小DNBR对比

    Table  4.   Comparison of Minimum DNBR under Different Power Level

    方式最小DNBR
    50%功率75%功率90%功率100%功率
    ICIS上层软件11.246.794.943.99
    ICIS下层软件4.73.262.712.45
    DINAMIKA-97程序5.013.42.82.59
    下载: 导出CSV
  • [1] 姚进国. WWER-1000燃料组件特点及棒弯曲分析[J]. 核动力工程,2006, 27(S1): 43-46.
    [2] 姚进国,杨晓强,李载鹏,等. 线功率密度和DNBR保护在田湾核电站的应用[J]. 核动力工程,2012, 33(S1): 119-122.
    [3] 江苏核电有限公司. 田湾核电站3、4号机组工程项目最终安全分析报告[R]. 江苏: 江苏核电有限公司, 2016.
    [4] SMOLIN V N, SHPANSKY S V, ESIKOV V I, et al. Experimental data and prediction of crisis in boiling water in tubes (for uniform and nonuniform heat flux)[J]. Problems of Atomic Science and Engineering-Physics and Engineering of Nuclear Reactors, 1979, 5(9): 3-154.
  • 加载中
图(2) / 表(4)
计量
  • 文章访问数:  416
  • HTML全文浏览量:  198
  • PDF下载量:  28
  • 被引次数: 0
出版历程
  • 收稿日期:  2020-05-18
  • 修回日期:  2020-06-22
  • 刊出日期:  2021-08-15

目录

    /

    返回文章
    返回