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直流蒸汽发生器换热特性优化

核动力工程 2011年第6期32卷 119-124页

作者：魏新宇戴春辉赵福宇西安交通大学核科学与技术学院西安710049

介绍一种双面换热的套管式直流蒸汽发生器,分析该蒸汽发生器一次侧流量的分配比对强化换热的影响,采用非线性优化方法对流量分配比进行优化。在给定的工况下得到最优分配比,并提出实现该最优分配的方法:在内管的入口处加装节流圈。

关键词：直流蒸汽发生器流量分配最优化节流圈

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直流蒸汽发生器分组运行对流动不稳定的影响

原子能科学技术 2011年第12期45卷 1466-1471页

作者：郝承明刘新凯彭敏俊夏庚磊刘建阁哈尔滨工程大学核安全与仿真技术国防重点学科实验室黑龙江哈尔滨150001 海军装备研究院舰船所核动力室北京100161

一体化压水堆通常采用多个直流蒸汽发生器(OTSG),在特定运行条件下,OTSG二次侧会出现流动不稳定现象,如何避免流动不稳定现象的发生是保证OTSG安全、稳定运行的难题。由于OTSG的流动不稳定出现在一定的运行区域,在低负荷时可采用OTSG分... 详细信息

一体化压水堆通常采用多个直流蒸汽发生器(OTSG),在特定运行条件下,OTSG二次侧会出现流动不稳定现象,如何避免流动不稳定现象的发生是保证OTSG安全、稳定运行的难题。由于OTSG的流动不稳定出现在一定的运行区域,在低负荷时可采用OTSG分组方式运行,以保证运行的OTSG不发生流动不稳定现象。本工作采用RELAP5/MOD3.4程序对系统的运行特性进行分析,在讨论分组运行避开流动不稳定现象的同时,对OTSG分组运行模式在一体化压水堆核动力装置快速变负荷过程中的应用进行了特性研究。结果表明,OTSG分组运行方案可有效地避开流动不稳定区间,保证一体化压水堆核动力装置低负荷工况稳定运行。

关键词：直流蒸汽发生器分组运行流动不稳定快速变负荷 RELAP5/MOD3.4

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直流蒸汽发生器滑模模糊控制

核动力工程 2007年第1期28卷 83-86页

作者：张桂凤施小成孙铁利熊晋魁张洪国哈尔滨工程大学动力与核能工程学院 150001 中国船舶重工集团公司第707所九江分部河北九江332007

直流蒸汽发生器对控制的要求较高。滑模控制的鲁棒性使系统对不同的负荷变化、不同的外界干扰不敏感,模糊控制简化了控制器的设计,减弱由滑模变结构引起的抖振现象,能实现更好的控制效果。本文主要阐述了一种不用系统模型的滑模模糊控... 详细信息

直流蒸汽发生器对控制的要求较高。滑模控制的鲁棒性使系统对不同的负荷变化、不同的外界干扰不敏感,模糊控制简化了控制器的设计,减弱由滑模变结构引起的抖振现象,能实现更好的控制效果。本文主要阐述了一种不用系统模型的滑模模糊控制器对直流蒸汽发生器进行控制的设计方法,仿真结果表明该控制器的控制效果较理想。

关键词：直流蒸汽发生器滑模模糊控制仿真

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直流蒸汽发生器的流动不稳定性分析

核动力工程 2008年第5期29卷 43-47页

作者：侯素霞赵福宇刘成邰云西安交通大学多相流国家重点实验室

以蒸汽发生器为研究对象,采用频域控制理论分析并联多通道流动不稳定性的发生机理。建立直流蒸汽发生器的传热和流动数学模型,利用线性微扰原理和Laplace变换推导出闭环系统的特征方程,结合Nyquist稳定性定理判断系统的稳定性。在此基础... 详细信息

以蒸汽发生器为研究对象,采用频域控制理论分析并联多通道流动不稳定性的发生机理。建立直流蒸汽发生器的传热和流动数学模型,利用线性微扰原理和Laplace变换推导出闭环系统的特征方程,结合Nyquist稳定性定理判断系统的稳定性。在此基础上,编制了计算机程序对蒸汽发生器的稳定性进行分析。结果表明:系统的稳定性和通道数目有一定关系;随着入口阻力因数的增大,系统的稳定性提高;随着运行负荷的降低,系统的稳定性逐渐降低。

关键词：直流蒸汽发生器两相流不稳定性频域法

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直流蒸汽发生器全范围流动与传热数值模拟

原子能科学技术 2017年第3期51卷 425-431页

作者：史建新孙宝芝于翔赵颍杰刘尚华哈尔滨工程大学动力与能源工程学院黑龙江哈尔滨150001

以B&W公司实际运行的直流蒸汽发生器为原型,采用两流体三流场数学模型数值模拟直流蒸汽发生器二次侧单相液对流换热区、核态沸腾区、蒸干后区域、过热区(即全范围)的流动沸腾换热现象。结果表明:本文采用的模型可较好地预测直流蒸汽发... 详细信息

以B&W公司实际运行的直流蒸汽发生器为原型,采用两流体三流场数学模型数值模拟直流蒸汽发生器二次侧单相液对流换热区、核态沸腾区、蒸干后区域、过热区(即全范围)的流动沸腾换热现象。结果表明:本文采用的模型可较好地预测直流蒸汽发生器全范围的流动与传热特性,数值模拟结果与运行数据符合较好;蒸干后质量含汽率低于热平衡质量含汽率,结合壁温变化趋势表明直流蒸汽发生器运行过程中蒸干后区域存在一定程度的热力非平衡;随着流动换热的发展,表面传热系数迅速上升,蒸干的发生导致传热性能急剧下降,在蒸干后区域及过热蒸汽区表面传热系数缓慢上升。

关键词：直流蒸汽发生器两相流蒸干流动传热全范围

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直流蒸汽发生器稳态与瞬态特性数值模拟

核动力工程 2020年第6期41卷 8-13页

作者：赵孝白宇飞张震杨星团清华大学核能与新能源技术研究院先进反应堆工程与安全教育部重点实验室北京100084

直流蒸汽发生器内二次侧流体被一次侧流体加热,其轴向热流密度分布与两侧流体运行参数密切相关。采用RELAP5/MOD4.0程序对直流蒸汽发生器的稳态与瞬态运行特性进行数值模拟研究,获取了直流蒸汽发生器热工参数的振荡特征,并进一步探究了... 详细信息

直流蒸汽发生器内二次侧流体被一次侧流体加热,其轴向热流密度分布与两侧流体运行参数密切相关。采用RELAP5/MOD4.0程序对直流蒸汽发生器的稳态与瞬态运行特性进行数值模拟研究,获取了直流蒸汽发生器热工参数的振荡特征,并进一步探究了一个周期内不同时刻的二次侧流体的质量流量、热流密度及管壁温度的瞬时轴向分布以及二次侧入口节流对流动振荡的影响。结果表明:对流加热工况下轴向热流分布主要取决于一次侧流体和二次侧流体之间的温差。当直流蒸汽发生器内发生密度波振荡时,一次侧出口温度及总加热功率均剧烈振荡。干涸点的位置大幅移动,且其附近的壁温强烈波动,可通过增大二次侧入口节流抑制流动振荡。

关键词：直流蒸汽发生器对流加热流动不稳定 RELAP5

直流蒸汽发生器稳态热工水力实验参数敏感性研究

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原子能科学技术 2022年第11期56卷 2365-2374页

作者：张廷杜代全张文豪卓文彬中国核动力研究设计院中核核反应堆热工水力技术重点实验室四川成都610213

建立了直流蒸汽发生器热工水力特性的实验回路,针对稳态工况下不同参数(一次侧平均温度、负荷、蒸汽压力和给水温度)对蒸汽温度的影响进行了参数敏感性实验研究。实验工况范围为:一次侧平均温度为282~307℃,负荷为20%FP~120%FP,蒸汽压力... 详细信息

建立了直流蒸汽发生器热工水力特性的实验回路,针对稳态工况下不同参数(一次侧平均温度、负荷、蒸汽压力和给水温度)对蒸汽温度的影响进行了参数敏感性实验研究。实验工况范围为:一次侧平均温度为282~307℃,负荷为20%FP~120%FP,蒸汽压力为4.0~6.0 MPa,给水温度为40~160℃。实验结果表明:一次侧平均温度降低蒸汽温度随之降低,且越接近饱和温度,温度降幅越大。提高蒸汽压力,一次侧平均温度对蒸汽温度在接近饱和的区域影响更显著。低负荷(20%FP~60%FP)时蒸汽压力对蒸汽温度无影响,高负荷(60%FP~120%FP)时蒸汽温度随蒸汽压力提升而降低且降速不断增加。蒸汽温度随负荷的增加先缓慢增大后加速降低,存在最大蒸汽温度点。最大蒸汽温度点随蒸汽压力变大向下移动,对应负荷向左移动。随给水温度增大蒸汽温度降低,但降速很小。

关键词：直流蒸汽发生器热工水力参数敏感性

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直流蒸汽发生器给水控制半实物仿真系统

核动力工程 2008年第1期29卷 121-124,128页

作者：孙建华汪伟赵福宇张晓辉华中科技大学武汉430074 武汉第二船舶设计研究所武汉430064 西安交通大学能动学院西安710049

采用直流蒸汽发生器的核动力装置是一个多变量耦合的复杂被控对象,为了对其给水控制系统进行研究,设计了一个直流蒸汽发生器给水控制半实物闭环仿真系统。该系统由实时仿真系统、给水控制系统物理设备和仿真过程管理系统组成。给水控制... 详细信息

采用直流蒸汽发生器的核动力装置是一个多变量耦合的复杂被控对象,为了对其给水控制系统进行研究,设计了一个直流蒸汽发生器给水控制半实物闭环仿真系统。该系统由实时仿真系统、给水控制系统物理设备和仿真过程管理系统组成。给水控制系统物理设备采集实时仿真系统提供的参数信号,并输出控制信号至电动执行机构。半实物闭环控制仿真试验表明,该仿真系统具有较好负荷跟踪能力,可为实际直流蒸汽发生器控制系统的设计及运行提供技术指导。

关键词：直流蒸汽发生器给水控制系统仿真

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直流蒸汽发生器传热管破裂事故分析

原子能科学技术 2012年第9期46卷 1080-1087页

作者：蒋立国彭敏俊郭赟刘建阁哈尔滨工程大学核安全与仿真技术国防重点学科实验室黑龙江哈尔滨150001

通过对直流蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)事故的分析,可看出RELAP5瞬态分析程序能较好地模拟一体化反应堆在SGTR事故后的事件响应序列及主要热工水力现象,例如环路的不对称效应、主回路的自然循环等。一体化反应堆在发生SGTR事故后,可通... 详细信息

通过对直流蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)事故的分析,可看出RELAP5瞬态分析程序能较好地模拟一体化反应堆在SGTR事故后的事件响应序列及主要热工水力现象,例如环路的不对称效应、主回路的自然循环等。一体化反应堆在发生SGTR事故后,可通过一系列安全与保护系统的动作得到有效缓解,并最终能应用非能动余热排出系统(PRHRS)的自然循环导出堆芯余热,使反应堆处于安全状态。同时,受事故影响蒸汽发生器压力在PRHRS投入运行后会快速升高,最终与一回路压力相平衡,此后,破口处的泄漏也会终止。此外,本文还研究了破口处临界流量及其积分流量结果不确定性的影响因素,其中主要考虑了采用不同的临界流模型和破口建模方式等两个方面。

关键词：一体化反应堆直流蒸汽发生器传热管破裂事故 RELAP5/MOD3.4