非能动余热排出系统数学模型研究与运行特性分析

舰船核动力装置非能动余热排出系统运行特性船舶中的核动力装置是一种高技术附加值的动力系统，具有多种优异的性能，如能量密度高、输出功率大、可长期无人值守等特点。

但该装置运行过程中，会产生大量余热能，需要通过非能动余热排出系统进行排放，保证船舶的安全运行。

首先，舰船核动力装置非能动余热排出系统包括热交换器和排气管道。

热交换器一般采用壳-管式结构，将排出的余热通过一系列换热管道与流经管壳中的循环水交换热量，并通过泵站将循环水输送至水冷却塔中进行冷却，以保证连续的换热过程。

而排气管道则将冷却后的水蒸气从烟囱排放至外界。

其次，该系统的运行特性比较稳定。

由于核动力装置这一高新技术的特殊性，造成其所产生的余热相对较高。

然而，系统中的热交换器采用了先进的技术，可以使得余热的回收率达到较高水平。

在排放过程中，水蒸气经过冷却和凝固，会释放出大量的热能，进一步降低了排放温度，确保了系统的连续稳定的运行。

再次，该系统具有较高的安全性。

核动力装置是一种高度安全的电源装置，它能够在遇到严重事故时自动切断电源，防止核泄漏等危险情况的发生。

而非能动余热排出系统也同样具有较高的安全性保障，能够使得余热及时排出，避免过高温度对装置运行的影响，从而保证了整个系统的稳定性和安全性。

综上所述，舰船核动力装置非能动余热排出系统在舰艇动力系统中发挥着重要作用，具有许多优点。

但同时，也需要注意到其所产生的余热可能会对环境以及人类造成一定程度的影响，因此，在运行过程中合理设置系统设备，科学安排排放方案，合理利用余热能，还须要严格控制排放标准，做好环境保护工作。

数据是研究和分析事物的关键，对于舰船核动力装置的非能动余热排出系统也不例外。

以下将列出相关数据进行分析。

首先，核动力装置产生的余热温度通常在300℃~400℃之间。

这个温度相当高，如果不通过排热设备进行排放的话，可能会对船体、设备和机器操作员造成严重的危害。

而系统的热交换器可将余热回收的效率达到70%~80%，实现了部分循环再利用，大大提高了能源利用率。

第44卷增刊原子能科学技术V ol. 44, Suppl. 2010年9月Atomic Energy Science and Technology Sep. 2010摇摆条件下非能动余热排出系统运行特性的试验研究李勇全1，2，鄢炳火3，*，于 雷3（1. 哈尔滨工程大学核科学与技术学院，黑龙江哈尔滨 150001；2. 武汉第二船舶设计研究所，湖北武汉 430033；3. 海军工程大学核能科学与工程系，湖北武汉 430033）摘要：在摇摆台架上对摇摆条件下的非能动余热排出系统运行特性进行了试验研究。

分析了摇摆运动对非能动余热排出系统各主要参数的影响，并对摇摆条件下的重位压降和附加压降对流速的影响进行了理论分析。

在摇摆过程中，各参数的波动周期与摇摆周期一致，摇摆幅度越大，各主要参数波动越剧烈；凝水流量平均值与凝水温度变化趋势相同，冷却水进出口温差平均值有所差异，但其波动幅度却相差不大。

蒸汽压力和凝水温度在摇摆过程中无波动。

附加压降会使流速不断变化，但不会对平均流速产生影响，平均重位压降降低是造成平均流速减小的1个原因。

关键词：非能动余热排出系统；摇摆；试验研究中图分类号：TL33 文献标志码：A 文章编号：1000-6931（2010）S0-0222-05Experimental Research on Operational Characteristics of Passive Residual Heat Removal System Under Rolling MotionLI Yong-quan1, 2，YAN Bing-huo3, *，YU Lei3（1. College of Nuclear Science and Technology, Harbin Engineering University, Harbin 150001, China；2. Wuhan Second Ship Design & Research Institute, Wuhan 430033, China；3. Department of Nuclear Energy Science and Engineering, Naval University of Engineering, Wuhan 430033, China）Abstract: The operational characteristics of passive residual heat removal system on the rolling apparatus were investigated experimentally. The effects of rolling motion upon main parameters of passive residual heat removal system were analyzed. The effects of gravity and additional pressure drop in rolling motion upon flow velocity were also investigated theoretically. In rolling motion, the fluctuating period of the main parameters is the same with that of rolling motion. The parameters’ fluctuations become more significant as the rolling motion becoming more acute. The variation trends of average condensate flow and temperate are the same. The average I/O coolant temperature is different, but their fluctuating amplitudes are nearly the same. Steam pressure and condensate temperature do not oscillate in rolling motion. Additional pressure drop can cause the response of the flow velocity, but it收稿日期：2010-05-11；修回日期：2010-06-09作者简介：李勇全(1979—)，男，四川南充人，博士研究生，核反应堆安全分析专业增刊李勇全等：摇摆条件下非能动余热排出系统运行特性的试验研究 223does not effect upon the average flow velocity. The decreasing of average flow velocity is partly caused by the reduced average gravity pressure drop.Key words: passive residual heat removal system；rolling；experiment research非能动余热排出系统（PRHRS）是在核反应堆停闭后，依靠自然循环导出堆芯余热，从而达到保护反应堆安全的目的。

IPWRs非能动余热排出系统热工水力特性分析由于一体化压水堆体积小而重量轻,设备布置紧凑,从设计上消除了大破口失水事故发生的可能性,大大提高了系统的固有安全性,所以采用非能动安全技术的一体化压水堆在经济和技术方面特别适合中小规模核电站和舰船用核动力装置,同时能满足先进压水堆非能动和固有安全的要求。

舰船用核动力装置的运行环境和条件与核电站相比要恶劣的多,潜在危险性也比核电站要大,其非能动安全系统的运行特性有别于陆地用核电站的非能动安全系统。

因此,为了确保船用一体化压水堆的安全运行,开展船用一体化核动力装置及其非能动安全系统运行特性的研究是十分必要的。

本论文主要是对一体化压水堆概念设计方案的非能动余热排出系统进行设计和运行特性分析。

该系统利用3个回路的自然循环(即在反应堆压力容器内一次侧冷却剂的自然循环；二回路工质在蒸汽发生器与换热器之间的自然循环；最终热阱与换热器的自然对流)将事故工况下的堆芯余热排出到最终热阱。

用RELAP5/MOD3.4程序对该系统进行运行特性分析。

结果表明：反应堆事故工况下停堆,非能动余热排出系统能够迅速投入运行,成功将堆芯冷却到热停堆状态,一、二回路压力和堆芯温度都不超过设计值,保证堆芯安全,最后利用能动的停堆冷却系统将堆芯继续冷却到冷停堆状态。

然后通过不同换热器设计参数下系统运行特性的比较来分析影响因素：分别分析了余热换热器换热面积、冷热芯位差、主蒸汽阀门关闭的延迟时间以及与余热换热器并联补水箱对系统运行特性的影响。

分析结果表明：换热面积越大,冷热芯位差越大,有利于自然循环的建立,但同时二回路压力峰值也越大。

通过合理延长主蒸汽阀门关闭的延迟时间,在余热换热器上并联补水箱这两种方法能在不影响自然循环能力的前提下解决压力峰值过大的问题。

本论文设计的非能动余热排出系统能够在事故工况下排出堆芯余热,保证堆芯安全。

通过不同换热器设计参数对系统运行特性影响分析,对非能动余热排出系统进行合理设计,使其在满足结构和安全的前提下,具有较大的余热排出能力。

模块式高温气冷堆非能动余热排出系统分析与研究李晓伟;吴莘馨;张丽;何树延【摘要】The passive residual heat removal system plays an important role for the inherent safety of high temperature gas-cooled reactor (HTGR). The thermal hydraulic calculation method for the residual heat removal system of HTGR was introduced. The operating temperatures of the residual heat removal system at different residual heat powers and different environmental temperatures were calculated. The containment concrete temperature was numerically simulated. The results show that the highest concrete temperature is acceptable.%非能动的余热排出系统是高温气冷堆固有安全性的重要体现之一.本文介绍了模块式高温气冷堆余热排出系统热工水力计算方法,并给出了不同工况、不同环境温度下余热排出系统的运行参数,为余热排出系统的设计和运行提供了参考.对事故工况下舱室混凝土温度分布进行了数值分析,结果表明混凝土最高温度低于安全限值.【期刊名称】《原子能科学技术》【年(卷),期】2011(045)007【总页数】6页(P790-795)【关键词】高温气冷堆;余热排出;数值计算;温度场【作者】李晓伟;吴莘馨;张丽;何树延【作者单位】清华大学核能与新能源技术研究院,北京100084;清华大学核能与新能源技术研究院,北京100084;清华大学核能与新能源技术研究院,北京100084;清华大学核能与新能源技术研究院,北京100084【正文语种】中文【中图分类】TL334模块式高温气冷堆是一种很有发展前景的先进核反应堆，具有固有安全性、系统简化、发电效率高、连续装卸燃料和模块化建造等特点［1］。

熔盐堆非能动余热排出系统热工水力特性实验研究在熔盐堆正常或事故停堆时,非能动余热排出系统是保障熔盐堆安全的重要系统之一。

本文以熔盐堆余热排出系统为研究对象,设计并搭建了一套单根换热元件的熔盐堆水冷式非能动余热排出系统的实验装置。

通过实验的方法对系统的流动和传热过程进行了研究,分析并总结了系统的运行特性,为熔盐堆非能动余热排出系统的工程设计和优化提供基础依据。

熔盐堆水冷式非能动余热排出系统运行时,汽包内的冷却水经中心管入口进入套管式换热元件内并向下流动,在底端折返后沿给水上升环腔向上流动,在流过加热段时被不断加热变成蒸汽,蒸汽沿上升管路进入冷凝器内被冷凝成单相水,在重力的作用下,凝结水通过下降管道和汽包进水管道返回到汽包内,形成一个完整的自然循环。

本文中用管式立式电炉模拟排盐罐中高温熔盐的温度场,根据研究目的和内容,进行了系统自然循环启动与降温实验、系统稳定自然循环饱和沸腾传热流动实验以及换热元件结构尺寸对系统特性影响的实验。

依据实验数据对系统自然循环启动与降温过程的特性以及系统稳定运行时汽包液位、外套管壁面温度、冷凝水箱液位、汽包出口阻力、换热元件气隙层宽度、给水上升环腔宽度和外层套管发射率等参数变化对系统热工水力特性的影响进行了分析和研究。

同时文中还对实验系统进行了数学建模,根据数学模型对系统中的传热过程进行了理论计算,并将理论计算结果同实验值进行了对比。

实验结果表明,系统的自然循环启动过程包括换热元件内的自然循环建立和系统的自然循环建立两个阶段;在系统自然循环启动、稳定运行以及降温过程中,系统都能很好的满足余热排出的要求,安全可靠的将电炉产生的热量导出。

实验证明,减小气隙层的宽度,会明显提高系统的换热能力,适当减小给水环腔的宽度可以增强换热元件内的自然循环能力。

在事故工况或正常停堆时,为保证熔盐堆水冷式非能动余热排出系统能够快速、安全地投入运行,建议系统长期处于低功率运行的热备用状态。

理论计算结果显示,理论结果和实验值的符合程度很好,两者的误差在13%之内。

AP1000非能动余热排出系统建模与瞬态数值分析王伟伟;苏光辉;田文喜;秋穗正【期刊名称】《原子能科学技术》【年(卷),期】2011(045)012【摘要】针对AP1000非能动余热排出系统(PRHRS)的具体结构,采用FORTRAN 程序设计语言自主开发了瞬态分析程序RETAC-PRHRS(REactor Transient Analysis Code-Passive Residual Heat Removal System).利用编制的程序对PRHRS误开启事故进行分析,得到了堆芯归一化热功率、流量、最小偏离核态沸腾比(MDNBR)、系统压力、PRHRS流量等主要系统参数的响应特性.分析结果表明,在PRHRS误开启事故发生时,主要系统参数未超出规定限值,不会触发反应堆停堆.并将计算结果与热工水力分析软件,包括西屋公司开发的LOFTRAN及GSE公司开发的Topmeret/THEATRe的计算结果进行对比.对比趋势符合良好,从而证明了AP1000 PRHRS建模的合理性.【总页数】6页(P1456-1461)【作者】王伟伟;苏光辉;田文喜;秋穗正【作者单位】西安交通大学动力工程多相流国家重点实验室,核科学与技术系,陕西西安710049;西安交通大学动力工程多相流国家重点实验室,核科学与技术系,陕西西安710049;西安交通大学动力工程多相流国家重点实验室,核科学与技术系,陕西西安710049;西安交通大学动力工程多相流国家重点实验室,核科学与技术系,陕西西安710049【正文语种】中文【中图分类】TL33【相关文献】1.非能动余热排出系统的瞬态特性数值分析 [J], 苟军利;秋穗正;樊普;贾斗南2.AP1000非能动余热排出系统共因失效研究 [J], 周蓝宇;齐实;周涛3.全厂断电事故下 AP1000非能动余热排出系统瞬态特性数值分析 [J], 王宝生;王冬青;董化平;姜晶;张建民4.AP1000非能动余热排出系统瞬态工况分析 [J], 王甲强;魏光军5.AP1000安全壳环境状态对非能动余热排出系统运行的影响 [J], 邱志方;刘伟东;吴鹏;陈伟;黄慧剑因版权原因，仅展示原文概要，查看原文内容请购买。

起伏运动下二次侧非能动余热排出系统运行特性段孟强【摘要】推导了起伏运动下的体积力模型,并将该模型嵌入到RELAP5/MOD3.2程序中.使用修改后的RELAP5/MOD3.2程序对起伏运动下某型二次侧非能动余热排出系统的运行特性进行了计算.计算结果表明:3组不同振荡幅度与周期下,燃料中心最高温度、堆芯出口冷却剂温度与左右环路SG二次侧压力均在安全限值以内.与非海洋条件对应值相比,3组不同的振荡幅度与周期下,系统各参数数值变化较小,起伏运动对该系统运行特性影响较小.【期刊名称】《机电设备》【年(卷),期】2019(036)001【总页数】7页(P44-49,52)【关键词】非能动余热排出系统;起伏;自然循环【作者】段孟强【作者单位】海军驻葫芦岛四三一厂军事代表室,辽宁葫芦岛 125000【正文语种】中文【中图分类】TL370 引言二次侧非能动余热排出系统通过在3 个回路中建立自然循环冷却方式导出堆芯衰变热，保证核反应堆的安全性[1]。

系统启用时，除二回路内为汽液两相自然循环流动外，一回路和三回路内均为单相水自然循环流动。

不同于陆地环境，海浪等海洋环境不仅会影响系统内流体受到的有效重力，还会引入附加力作用在系统内的流体上，从而影响系统的热工水力特性，尤其是系统的自然循环工况。

在海洋环境引起的船舶诸种运动状态中，起伏对系统热工水力特性的影响被认为是最大的[2]。

因此，有必要对起伏运动下二次侧非能动余热排出系统运行特性进行研究。

目前，RELAP5/MOD3.2 程序被广泛用作仿真二次侧非能动余热排出系统的热工水力特性的工具[3-4]。

本文首先推导起伏运动下的体积力模型；然后修改RELAP5/MOD3.2 程序动量方程中的体积力项，使修改后的RELAP5/MOD3.2 程序具有计算起伏条件下系统热工水力特性的功能；最后使用修改后的RELAP5/MOD3.2 程序对起伏运动下二次侧非能动余热排出系统的运行特性进行了计算，以分析起伏运动下核反应堆的安全性。

舰船核动力装置非能动余热排出系统运行特性彭军;于雷【摘要】用RELAP5/MOD3.2安全分析程序对某型舰船核动力装置非能动余热排出系统进行数学建模,并用实际装置的试验结果进行校核验证.重点分析了自然循环工况下蒸汽发生器U型管内冷却剂倒流特性对非能动余热排出系统运行特性的影响.结果表明:舰船核动力装置发生全部电源丧失事故时,蒸汽发生器二次侧非能动余热排出系统能正常投入运行,但蒸汽发生器U型管内冷却剂会发生倒流,降低了一回路主系统的自然循环能力.%This paper simulate the passive residual heat removal system(PRHRS)of a type of marine nuclear power plant with RELAP5/MOD3. 2 code, which was verified the test results by the actual device. Analyses the reverse flow characteristic in the inverted U-tubes of the steam generator (SG) under natural circulation. The results show that when marine nuclear power plant loss of offsite power, the PRHRS of the secondary side of steam generator start up, but the coolant may reverse flow in the inverted U-tubes of the steam generator( SG), which reduce the natural circulation in primary loop system heat removal ability.【期刊名称】《舰船科学技术》【年(卷),期】2012(034)007【总页数】5页(P64-67,95)【关键词】非能动余热排出系统;蒸汽发生器;自然循环;RELAP5/MOD3.2【作者】彭军;于雷【作者单位】海军工程大学,湖北武汉430033;海军工程大学,湖北武汉430033【正文语种】中文【中图分类】TL364日本福岛核电站受严重自然灾害的影响，发生了全厂电源丧失事故，由于没有非能动余热排出系统，反应堆堆芯衰变热无法正常排出，导致燃料元件过热熔化，造成了严重的核事故。

非能动余热排出换热器运行初始阶段换热特性研究李勇;阎昌琪;孙福荣;孙立成【摘要】Aiming at the temperature rising in the secondary side of the passive residual heat removal heat exchanger (PRHR HX) at initial operating stage, experiments on the heat transfer of vertical tube bundle immerged in an elevated tank during the heating up period were performed. The results show that in the early stage of experiments, heat is transferred by single-phase natural convection due to the large subcooling of water. The water temperature rises gradually which leads to a thermal stratification phenomenon in the tank and the heat transfer capability decreases with the water temperature increasing. As the subcooling decreasing, the heat transfer mechanism transforms from single-phase convection to subcooling boiling gradually. After water reaches the saturation temperature, saturated pool boiling is the primary mechanismof heat transfer. Adop-ting Churchill &? Chu correlation, the natural convection heat transfer coefficient wasseparated from the total heat transfer coefficient. The proportion of single-phase naturalconvection and subcooling boiling at different heat transfer stages was analyzed. Thiswork provides certain directive significance to the design of PRHR HX.%以非能动余热排出换热器运行初始阶段二次侧水箱水的升温过程为原型,通过实验研究了高位水箱内竖直换热管束在主流水温达到饱和前的换热特性.结果表明,换热管束运行初期热量依靠水的单相自然对流带走,水箱竖直方向上出现温度分层,换热量随主流的升温而下降.随着主流欠热度的减小,从管束上端开始换热机理逐渐向欠热沸腾转变；之后,主流水温逐渐达到饱和,沸腾成为换热的主要手段.在实验研究基础上,利用Churchill&Chu公式从管外平均换热系数中分离出自然对流换热系数,分析了不同阶段自然对流和欠热沸腾在管外换热系数中所占的比例.本文的研究对非能动余热排出换热器的设计有一定的指导意义.【期刊名称】《原子能科学技术》【年(卷),期】2011(045)008【总页数】6页(P931-936)【关键词】非能动余热排出换热器;自然对流;欠热沸腾【作者】李勇;阎昌琪;孙福荣;孙立成【作者单位】哈尔滨工程大学核科学与技术学院,黑龙江哈尔滨150001;哈尔滨工程大学核科学与技术学院,黑龙江哈尔滨150001;国电环境保护研究院,江苏南京210031;哈尔滨工程大学核科学与技术学院,黑龙江哈尔滨150001【正文语种】中文【中图分类】TL33余热排出系统是核电站二级安全辅助系统，主要作用是在完全丧失二次侧热阱事故时为堆芯提供应急余热排出，防止堆芯烧毁［1］。