CN110826247B - 一种核反应堆重力型非能动安注设备特性的模拟方法 - Google Patents

一种核反应堆重力型非能动安注设备特性的模拟方法 Download PDF

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Abstract

本发明公开了一种核反应堆重力型非能动安注设备特性的模拟方法,包括以下步骤:1)、获得模拟准则数:通过对重力驱动型安注建立质量和动量守恒方程,对方程进行合理简化和无量纲后获得模拟原型非能动安注设备特性的模拟准则数;2)、确保试验装置与原型设备的模拟准则数相同,获得试验装置主要参数的模拟比例;3)、在满足压力容器、非能动安注设备和安注管线等比例缩小的前提下,根据模拟比例和等高模拟的要求设置试验装置和参数控制。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失水事故后重力型非能动安注设备的安注特性以及对堆芯的冷却能力。

Description

一种核反应堆重力型非能动安注设备特性的模拟方法
技术领域
本发明涉及核反应堆领域,具体涉及一种核反应堆重力型非能动安注设备特性的模拟方法。
背景技术
当核反应堆发生失水事故时,一回路压力急剧下降,随后控制棒落棒实施紧急堆芯,主泵短暂惰转后停止运转。随着一回路冷却剂不断从破口喷放,反应堆堆芯内的液位不断下降,堆芯出现裸露后燃料元件的衰变热功率可能烧毁燃料元件包壳,导致放射性物质外泄。因此当反应堆发生失水事故后,往反应堆压力容器注入冷却剂对堆芯进行有效冷却是防止核反应堆发生放射性物质外泄的重要措施。
目前核反应堆采用安注泵对失水事故下的堆芯进行补水。日本福岛核事故后,全世界范围内对反应堆的安全提出了更高的要求。采用非能动安注方式往堆芯注入冷流体,对失水事故条件下的核反应堆堆芯进行有效冷却是当今先进核反应堆设计和研发的一个重要方向。
由于非能动安注方式产生的安注驱动力较小,且受诸多因素的影响,如安注位差和回路阻力等。因此新型核反应堆失水事故下非能动安注系统的安注和冷却堆芯能力需要经过实验验证。
发明内容
本发明的目的在于提供一种核反应堆重力型非能动安注设备特性的模拟方法,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失水事故后重力型非能动安注设备的安注特性以及对堆芯的冷却能力。
本发明通过下述技术方案实现:
一种核反应堆重力型非能动安注设备特性的模拟方法,包括以下步骤:
1)、获得模拟准则数:
a1)、根据质量守恒方程和能量守恒方程获得对安注过程进行描述的公式:
Figure GDA0003683080270000011
式中,AE为安注管线出口流通截面积,AT为安注设备流通截面积,ΠTE为摩擦数,ΔP为静压差,ρl为流体密度,L为液位,g为重力加速度,M为流体质量,t为时间;
b1)、考虑重力型非能动安注设备的特性对步骤1)获得的公式进行简化,令ΔP=0,M=ρlATL,(AE/AT)2≈0,获得简化公式:
Figure GDA0003683080270000021
c1)、引入无量纲参数将步骤2)获得的公式进行无量纲化得到无量纲方程:
Figure GDA0003683080270000022
其中,无量纲参数为:
Figure GDA0003683080270000023
式中,L+为无量纲液位,t+为无量纲时间,M+为无量纲质量,L0为无量纲初始液位,M0为无量纲初始质量,W0为无量纲初始质量流速;
将无量纲方程解析得到:
Figure GDA0003683080270000024
式中,0≤L+≤1,0≤t+≤2;
通过步骤1)获得的公式得到重力驱动型非能动设备初始安注流速的表达式:
Figure GDA0003683080270000025
d1)、获得非能动安注模拟需要满足的模拟准则数:
密度比准则数:ρlR=1,时间比准则数:
Figure GDA0003683080270000026
摩擦数:
Figure GDA0003683080270000027
液位比准则数:
Figure GDA0003683080270000028
式中,LR为液位比,d为直径,K为局部形阻系数,f为摩擦系数,l为管道长度;
2)、根据试验装置与原型设备相似性的原则,确保试验装置与原型设备的模拟准则数相同,根据模拟准则数的要求,获得试验装置主要参数的模拟比例,进而获得所有设备尺寸和结构参数的模拟比例;
3)、在满足压力容器、非能动安注设备和安注管线等比例缩小的前提下,根据模拟比例和等高模拟的要求设置试验装置和参数控制,依次满足试验装置与原型密度比准则数相似、液位比准则数相似、时间比准则数相似、摩擦数相似和初始速度相似。
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。
所谓反应堆非能动安注是指,反应堆发生失水事故时,反应堆压力容器内大量冷却剂通过破口流出,堆芯燃料冷却能力骤降。为了保护反应堆堆芯的安全,非能动安注设备布置在反应堆压力容器上部,非能动安注设备内流体在重力的作用下,沿非能动系统安注管线注入反应堆压力容器,对堆芯进行应急冷却,避免堆芯融化放射性物质外泄。为了研究反应堆失水事故下的安全特性,试验装置需要对非能动安注设备特性进行准确模拟。
本发明通过对重力驱动型安注建立质量和动量守恒方程,对方程进行合理简化和无量纲后获得模拟原型非能动安注设备特性的模拟准则数,通过保证试验装置的模拟准则数与原型一一相等,即可真实获得原型反应堆系统非能动系统的安注特性。如此,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失水事故后重力型非能动安注设备的安注特性以及对堆芯的冷却能力。
本发明提供了一种可模拟核反应堆重力型非能动安注设备特性的方法,为设计建造大型非能动安注系统热工水力整体性能试验装置提供技术参考。
进一步地,试验装置采用与原型相同的运行压力、温度和相同流体工质实现试验装置采用的物性可以与原型一致,以满足密度比准则数相似:ρlR=1。
进一步地,试验装置的非能动安注设备的高度与原型一致,确保LR=1、L0=1,以满足液位比准则数相似:
Figure GDA0003683080270000031
进一步地,在液位比准则数相似后,同时满足
Figure GDA0003683080270000032
以满足时间比准则数相似:
Figure GDA0003683080270000033
进一步地,通过控制安注管线上阀门的局部形阻K,以满足摩擦数相似:
Figure GDA0003683080270000034
进一步地,满足L0=1、
Figure GDA0003683080270000035
后,带入重力驱动型非能动设备初始安注流速的表达式,获得初始速度相似:u0=1。
本发明与现有技术相比,具有如下的优点和有益效果:
本发明通过对重力驱动型安注建立质量和动量守恒方程,对方程进行合理简化和无量纲后获得模拟原型非能动安注设备特性的模拟准则数,通过保证试验装置的模拟准则数与原型一一相等,即可真实获得原型反应堆系统非能动系统的安注特性。如此,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失水事故后重力型非能动安注设备的安注特性以及对堆芯的冷却能力。
附图说明
此处所说明的附图用来提供对本发明实施例的进一步理解,构成本申请的一部分,并不构成对本发明实施例的限定。在附图中:
图1为本发明所述试验装置的示意图;。
具体实施方式
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。
实施例1:
如图1所示,本发明的试验装置主要包括反应堆压力容器模拟体、非能动安注设备模拟体、阀门、流量计和回路管道,试验装置为根据原型等比缩小,根据试验装置的缩比因子λ可确定试验装置所有设备和管道的面积缩比因子为λ,进而可以得到试验装置所有设备和管道的流道面积。
一种核反应堆重力型非能动安注设备特性的模拟方法,包括以下步骤:
1)、获得模拟准则数:
a1)、根据质量守恒方程和能量守恒方程获得对安注过程进行描述的公式:
Figure GDA0003683080270000041
式中,AE为安注管线出口流通截面积,AT为安注设备流通截面积,ΠTE为摩擦数,ΔP为静压差,ρl为流体密度,L为液位,g为重力加速度,M为流体质量,t为时间;
具体地,质量守恒方程:
Figure GDA0003683080270000042
式中,质量流量W=ρluTAT=ρluEAE,ρ为流体密度,u为流速,A为流通截面积,脚注T(ank)为安注设备,E(xit)为安注管线出口。
动量守恒方程(Bernoulli方程):
Figure GDA0003683080270000043
式中,压头损失
Figure GDA0003683080270000051
联立式(1)和式(2)可以得到:
Figure GDA0003683080270000052
b1)、考虑重力型非能动安注设备的特性对步骤1)获得的公式进行简化,令ΔP=0,M=ρlATL,(AE/AT)2≈0,获得简化公式:
Figure GDA0003683080270000053
具体地,
重力型非能动安注设备的安注驱动力主要来源于高度差,静压差可以忽略,即ΔP=0;不妨假设安注箱为柱状筒结构,则有M=ρlATL;若安注箱截面积远远大于安注管线的截面积,即AT>>AE,则(AE/AT)2≈0;根据上述条件及假设,式(3)可转化为:
Figure GDA0003683080270000054
c1)、引入无量纲参数将步骤2)获得的公式进行无量纲化得到无量纲方程:
Figure GDA0003683080270000055
其中,无量纲参数为:
Figure GDA0003683080270000056
式中,L+为无量纲液位,t+为无量纲时间,M+为无量纲质量,L0为无量纲初始液位,M0为无量纲初始质量,W0为无量纲初始质量流速;
式(6)就是“重力驱动型”非能动安注设备内冷却剂无量纲水位变化微分方程。根据式(6)可以得到解析解:
Figure GDA0003683080270000057
式中,0≤L+≤1,0≤t+≤2。
根据式(3)可以得到重力驱动型非能动设备初始安注流速的表达式:
Figure GDA0003683080270000058
d1)、获得非能动安注模拟需要满足的模拟准则数:
密度比准则数:ρlR=1(9),时间比准则数:
Figure GDA0003683080270000061
摩擦数:
Figure GDA0003683080270000062
液位比准则数:
Figure GDA0003683080270000063
式中,LR为液位比,d为直径,K为局部形阻系数,f为摩擦系数,l为管道长度;
2)、根据试验装置与原型设备相似性的原则,确保试验装置与原型设备的模拟准则数相同,根据模拟准则数的要求,获得试验装置主要参数的模拟比例,进而获得所有设备尺寸和结构参数的模拟比例;
3)、在满足压力容器、非能动安注设备和安注管线等比例缩小的前提下,根据模拟比例和等高模拟的要求设置试验装置和参数控制,依次满足试验装置与原型密度比准则数相似、液位比准则数相似、时间比准则数相似、摩擦数相似和初始速度相似:
首先,试验装置采用与原型相同的运行压力、温度和相同流体工质实现试验装置采用的物性可以与原型一致,以满足密度比准则数相似:ρlR=1。
其次,试验装置的非能动安注设备的高度与原型一致,确保LR=1(13)、L0=1(14),将式(13)和式(14)联立,即可满足液位比准则数相似:
Figure GDA0003683080270000064
其次,在液位比准则数相似后,同时满足
Figure GDA0003683080270000065
以满足时间比准则数相似:
Figure GDA0003683080270000066
其次,通过控制安注管线上阀门的局部形阻K,以满足摩擦数相似:
Figure GDA0003683080270000067
其次,将L0=1(14)、
Figure GDA0003683080270000068
后,至式(8)获得初始速度相似:u0=1(15)。
具体地:
根据等高模拟准则的要求,试验装置的反应堆压力容器、非能动安注设备的设备高度与原型核反应堆的反应堆压力容器、非能动安注设备的设备高度相同。试验装置反应堆压力容器与非能动安注设备的相对高度与原型核反应堆中反应堆压力容器与非能动安注设备的相对高度相同。试验装置非能动安注系统管道高度和长度均与原型反应堆非能动安注系统管道和长度一致。由于原型反应堆非能动安注系统的管道直径大,相同自然循环流速下沿程摩擦阻力系数下,为了保证试验装置非能动安注系统的总阻力系数
Figure GDA0003683080270000071
与原型反应堆一回路系统的总阻力系数
Figure GDA0003683080270000072
相同,增加了阻力系数非常小的流量计用于测量非能动安注流量,省略了部分阀门的模拟(如阻力系数较大的隔离阀)(根据摩擦数相同的原则,通过减小阻力系数的方法保证试验装置的总阻力系数
Figure GDA0003683080270000073
与原型反应堆的总阻力系数相同)。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,原型非能动安注设备初始流体压力为15.0MPa,温度50℃,试验装置采用相同的运行压力和温度:非能动安注设备运行压力15.0MPa,温度50℃。假设试验装置与原型反应堆的缩比因子为100,原型反应堆非能动安注设备的内径为900mm,为保证非能动安注设备内的冷却剂总质量为原型设备的1/100,那么试验装置非能动安注设备的内径为90mm。原型反应堆非能动安注管线的内径为200mm,长度为7.6m,那么试验装置非能动安注管线的内径为20mm,长度为7.6m。
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。

Claims (6)

1.一种核反应堆重力型非能动安注设备特性的模拟方法,其特征在于,包括以下步骤:
1)、获得模拟准则数:
a1)、根据质量守恒方程和能量守恒方程获得对安注过程进行描述的公式:
Figure FDA0003683080260000011
式中,AE为安注管线出口流通截面积,AT为安注设备流通截面积,ΠTE为摩擦数,ΔP为静压差,ρl为流体密度,L为液位,g为重力加速度,M为流体质量,t为时间;
b1)、考虑重力型非能动安注设备的特性对步骤1)获得的公式进行简化,令ΔP=0,M=ρlATL,(AE/AT)2≈0,获得简化公式:
Figure FDA0003683080260000012
c1)、引入无量纲参数将步骤2)获得的公式进行无量纲化得到无量纲方程:
Figure FDA0003683080260000013
其中,无量纲参数为:
Figure FDA0003683080260000014
式中,L+为无量纲液位,t+为无量纲时间,M+为无量纲质量,L0为无量纲初始液位,M0为无量纲初始质量,W0为无量纲初始质量流速;
将无量纲方程解析得到:
Figure FDA0003683080260000015
式中,0≤L+≤1,0≤t+≤2;
通过步骤1)获得的公式得到重力驱动型非能动设备初始安注流速的表达式:
Figure FDA0003683080260000016
d1)、获得非能动安注模拟需要满足的模拟准则数:
密度比准则数:ρlR=1,时间比准则数:
Figure FDA0003683080260000017
摩擦数:
Figure FDA0003683080260000018
液位比准则数:
Figure FDA0003683080260000019
式中,LR为液位比,d为直径,K为局部形阻系数,f为摩擦系数,l为管道长度;
2)、根据试验装置与原型设备相似性的原则,确保试验装置与原型设备的模拟准则数相同,根据模拟准则数的要求,获得试验装置主要参数的模拟比例,进而获得所有设备尺寸和结构参数的模拟比例;
3)、在满足压力容器、非能动安注设备和安注管线等比例缩小的前提下,根据模拟比例和等高模拟的要求设置试验装置和参数控制,依次满足试验装置与原型密度比准则数相似、液位比准则数相似、时间比准则数相似、摩擦数相似和初始速度相似。
2.根据权利要求1所述的一种核反应堆重力型非能动安注设备特性的模拟方法,其特征在于,试验装置采用与原型相同的运行压力、温度和相同流体工质;实现试验装置采用的物性与原型一致,以满足密度比准则数相似:ρlR=1。
3.根据权利要求1所述的一种核反应堆重力型非能动安注设备特性的模拟方法,其特征在于,试验装置的非能动安注设备的高度与原型一致,确保LR=1、L0=1,以满足液位比准则数相似:
Figure FDA0003683080260000021
4.根据权利要求1所述的一种核反应堆重力型非能动安注设备特性的模拟方法,其特征在于,在液位比准则数相似后,同时满足
Figure FDA0003683080260000022
以满足时间比准则数相似:
Figure FDA0003683080260000023
5.根据权利要求1所述的一种核反应堆重力型非能动安注设备特性的模拟方法,其特征在于,通过控制安注管线上阀门的局部形阻K,以满足摩擦数相似:
Figure FDA0003683080260000024
6.根据权利要求1所述的一种核反应堆重力型非能动安注设备特性的模拟方法,其特征在于,满足L0=1、
Figure FDA0003683080260000025
后,带入重力驱动型非能动设备初始安注流速的表达式,获得初始速度相似:u0=1。
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Families Citing this family (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN112016218B (zh) * 2020-09-24 2022-07-22 哈尔滨电气动力装备有限公司 核主泵惰转模型的建模方法及应用

Citations (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US4977529A (en) * 1973-02-23 1990-12-11 Westinghouse Electric Corp. Training simulator for a nuclear power plant
CN107527664A (zh) * 2017-07-31 2017-12-29 中国核动力研究设计院 一种模拟核反应堆流体自然循环流动特性的方法
CN109765067A (zh) * 2017-11-10 2019-05-17 国核华清(北京)核电技术研发中心有限公司 大型先进压水堆核电站非能动堆芯冷却系统整体性能试验平台

Family Cites Families (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US7392491B2 (en) * 2003-03-14 2008-06-24 Combustion Dynamics Corp. Systems and methods for operating an electromagnetic actuator

Patent Citations (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US4977529A (en) * 1973-02-23 1990-12-11 Westinghouse Electric Corp. Training simulator for a nuclear power plant
CN107527664A (zh) * 2017-07-31 2017-12-29 中国核动力研究设计院 一种模拟核反应堆流体自然循环流动特性的方法
CN109765067A (zh) * 2017-11-10 2019-05-17 国核华清(北京)核电技术研发中心有限公司 大型先进压水堆核电站非能动堆芯冷却系统整体性能试验平台

Non-Patent Citations (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Title
"Application of dynamical system scaling method on simple gravity-driven draining process";Xiangbin Li等;《Journal of Nuclear Science and Technology》;20170905;第55卷(第1期);第1-8页 *
"Research and Evaluation for Passive Safety System in Low Pressure Reactor";Peng Chuanxin等;《Science and Technology of Nuclear Installations》;20150126;第2015卷;第1-9页 *
压水堆自然循环比例模化基本方程及相似准则数的研究;卢冬华等;《核动力工程》;20090630;第30卷(第03期);第72-84,94页 *
核电厂全厂断电工况下蒸汽发生器自然循环特性的比例分析;张盼等;《核科学与工程》;20171231;第37卷(第06期);第963-968页 *

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