核电站凝汽器的压力瞬态变化特性

作     者：王新军 周子杰 宋钊 鲁前奎 李家富 WANG Xinjun;ZHOU Zijie;SONG Zhao;LU Qiankui;LI Jiafu

作者机构：西安交通大学能源与动力工程学院西安710049 东方汽轮机有限公司四川德阳618000 

出 版 物：《西安交通大学学报》 (Journal of Xi'an Jiaotong University)

年 卷 期：2015年第49卷第7期

页      面：6-10,54页

核心收录：

学科分类：080704[工学-流体机械及工程] 08[工学] 0807[工学-动力工程及工程热物理] 

主　　题：事故工况 冷却水流速 瞬态传热 凝汽器压力 

摘      要：为了掌握事故工况下核电凝汽器压力的瞬态变化特性,建立了循环冷却水系统和凝汽器瞬态传热与压力的数学模型,采用Fortran语言编制了瞬态变化特性的计算程序。冷却水流动模型中涉及到水泵参数、管道布置、止回阀门特性及虹吸井参数等,根据凝汽器稳态运行工况可以确定控制容积的初始条件。针对某1 000 MW核电机组凝汽器,数值研究了冷却水流动和凝汽器压力的瞬态变化,结果表明:在突然断电停泵时,冷却水的流速快速降低且波动性地降至零,同时出现了逆流现象;凝汽器传热系数经历了急剧减小、先增大后减小和基本不变的3个阶段;凝汽器在设计、冬季和夏季3种工况下的压力曲线均呈现出波动性增大的趋势,汽轮机紧急停机压力信号和凝汽器不可用压力信号的时间间隔均为26.4s,能够满足核电站运行的要求。