核反应堆蒸汽发生器二次侧的流动不稳定现象不仅会影响控制系统,而且会使设备结构的压力边界疲劳损坏。两相流不稳定性的表现形式多样、影响因素众多、机理复杂、研究方法种类多,一直是蒸汽发生器和两相流领域的经典问题之一。首先,该文介绍了两相流不稳定性的常见分类和3种典型不稳定性的机理,包括流量漂移、密度波型脉动和压力降型脉动。其次,从守恒方程出发,总结了各种研究方法。再次,系统性总结了3种典型不稳定性的研究现状,并重点介绍了清华大学核能与新能源技术研究院堆工团队的工作。然后,该文提出了使用新无量纲数描述复杂过热系统,包括两相数、过热数、无量纲泵数和无量纲旁通数,明确和统一了Froude数、摩擦数、管长和管径等对密度波型脉动的影响规律,并解释了此前研究中矛盾的结论。同时,该文给出了有关模型简化和边界条件对稳定边界影响的理论推导和证明,并明确了实验室小规模单管或简化并联管试验段及工程验证试验回路与实际核电厂蒸汽发生器及二回路系统之间的替代条件。最后,该文介绍了高温气冷堆示范工程(high temperature gas-cooled reactor-pebble bed module, HTR-PM)蒸汽发生器如何通过设计来避免不稳定性问题。
研发一种新型蒸汽发生器必须进行一定规模的工程验证试验。清华大学核能与新能源技术研究院在其实验基地建设了高温气冷堆示范工程(HTR-PM)螺旋管式直流蒸汽发生器的工程验证试验回路(engineering test facility for steam generator,ET...
详细信息
研发一种新型蒸汽发生器必须进行一定规模的工程验证试验。清华大学核能与新能源技术研究院在其实验基地建设了高温气冷堆示范工程(HTR-PM)螺旋管式直流蒸汽发生器的工程验证试验回路(engineering test facility for steam generator,ETF-SG)。工程验证试验回路能够模拟HTR-PM运行参数,可对HTR-PM蒸汽发生器一个换热组件进行1∶1的工程验证试验。回路设计热功率10 MW,氦回路设计压力8 MPa,最高设计温度800℃,二回路设计压力18 MPa,最高设计温度600℃。在工程验证试验回路上针对高温气冷堆蒸汽发生器完成了几十项热工水力试验,对蒸汽发生器的温度均匀性、堵管后温度分布及其温度展平调节、热工水力瞬态特性、两相流不稳定性等进行了试验研究,验证了HTR-PM螺旋管式直流蒸汽发生器的热工水力和结构设计,并为其调试、运行、低功率及启停工况参数的确定提供了重要数据和参考。
暂无评论