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非能动余热排出系统敏感性分析张往锁;曹夏昕;曹建华【摘要】以中国改进型压水堆核电站CPR1000为研究对象,在其蒸汽发生器二次侧设计了一套非能动余热排出系统(PRHRS),该系统采用在蒸汽发生器二次侧建立自然循环的方式间接带走堆芯余热,确保事故条件下堆芯安全.用RELAP5/MOD3.2程序对系统进行了合理的简化并建模,在全场断电(SBO)事故条件下模拟了PRHRS的瞬态响应过程,并对高位水箱的容积、PRHRS换热器的换热面积、冷热中心高度差以及PRHRS的投入时间等影响PRHRS工作特性的相关参数进行了敏感性分析.计算结果表明:增加高位水箱的容积和增大换热面积均有助于二次侧余热排出系统带走一回路的堆芯余热；降低冷热中心高度差对PRHRS的自然循环能力影响不大；余热排出系统投入时间越早,蒸汽发生器二次侧水位越高,越有利于一次侧余热的排出.%A new passive residual heat removal system (PRHRS) on the secondary side of the steam generator was designed for CPR1000, which can remove residual heat in the core by natural circulation in the secondary side of steam generator and ensure core safety under accident conditions. The model of the simplified system for CPR1000 was established by using RELAP5/MOD3. 2 code, and the transient characteristic of PRHRS was simulated under the station blackout (SBO) accident. The sensitivity analysis was performed for the related parameters which affect the working characteristics of PRHRS, such as the volume of high-level tanks, area of heat exchanger, height difference of cold and hot centers and the initiating time of PRHRS. The calculation results show that increasing volume of high-level tanks and area of heat exchanger helps to removeresidual heat of the core; but reducing height difference of cold and hot centers has little influence on the capacity of natural circulation for PRHRS; the earlier the initiation of PRHRS is, the higher the water level in the secondary side of steam generator is, the better the PRHRS removes residual heat in the core.【期刊名称】《原子能科学技术》【年(卷),期】2013(047)003【总页数】7页(P409-415)【关键词】CPR1000;非能动余热排除系统;RELAP5/MOD3.2;全厂断电;敏感性【作者】张往锁;曹夏昕;曹建华【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;中科华核电技术研究院有限公司,广东深圳518026【正文语种】中文【中图分类】TL133自第1座核电站诞生以来，核电站严重事故的研究就一直受到人们广泛的重视，为了确保事故条件下堆芯余热被顺利带出，从而保证事故条件下的堆芯安全，核电站都配有专设安全设施，如安全注射系统、辅助给水系统等，但由于核安全设施的启用大多主要依靠能动设备的动作，一旦全厂电源和应急电源全部失效，即使工作人员能做出正确判断，系统也不能正确动作，美国三哩岛事故和俄罗斯切尔诺贝利事故，以及日本福岛核电站堆芯熔毁事故就是最好的佐证，这再次引起大众对于核电安全性的信任危机。
非能动余热排出系统数学模型研究与运行特性分析于雷;谢海燕;蔡章生【期刊名称】《核科学与工程》【年(卷),期】2008(028)003【摘要】利用某型核动力装置非能动余热排出系统1:10原理性试验的8个稳态工况、6个启动工况的试验数据,验证RELAP5/MOD3.2程序对本类型非能动余热排出系统的适用性.结果表明:垂直管内蒸汽凝结换热系数对两相流自然循环的流动与传热影响大;RELAP5/MOD3.2程序过低估算了垂直管内蒸汽流速对蒸汽凝结换热系数的影响,计算结果与试验结果偏差大.对RELAP5/MOD3.2程序垂直管内的蒸汽凝结换热模型进行修正,修正后的计算结果与试验值基本吻合;采用RELAP5程序对垂直管内两相流自然循环传热进行计算,须选择热前沿跟踪模型.对非能动余热排出系统的稳态与瞬态运行特性进行分析,理论计算与试验结果均表明:稳态工况下,系统可以实现稳定的两相流自然循环,系统排热能力受蒸汽发生器水位的影响大,冷却水入口温度与系统压力的影响相对较小;系统的启动特性良好,可快速地建立环路的自然循环,带走反应堆的衰变热.【总页数】12页(P233-243,272)【作者】于雷;谢海燕;蔡章生【作者单位】海军工程大学船舶与动力学院,湖北,武汉,430033;海军工程大学船舶与动力学院,湖北,武汉,430033;海军工程大学船舶与动力学院,湖北,武汉,430033【正文语种】中文【中图分类】TL353【相关文献】1.IPWRs非能动余热排出系统运行特性分析 [J], 代守宝;彭敏俊2.摇摆条件下非能动余热排出系统运行特性的试验与理论研究 [J], 李勇全;鄢炳火;于雷3.摇摆条件下非能动余热排出系统运行特性的试验研究 [J], 李勇全;鄢炳火;于雷4.摇摆条件下非能动余热排出系统运行特性的试验研究 [J], 李勇全;鄢炳火;于雷5.二次侧非能动余热排出系统运行及换热特性研究 [J], 李亮国;苏前华;郝陈玉;余健明;孟祥飞;吴小航;卢冬华;朱峰因版权原因，仅展示原文概要，查看原文内容请购买。
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。
船用核动力装置非能动余热排出系统设计初探
贺军;蔡报炜;武玉增
【期刊名称】《应用科技》
【年(卷),期】2022(49)4
【摘要】为解决船用核动力装置发生全船断电后的热量导出问题,本文提出了一种船用核动力装置非能动余热排出系统设计方案。
该方案以缓冲水箱为中间导热载体,以海水为最终热阱,采用在蒸汽发生器二次侧建立自然循环的方式间接地带走堆芯余热。
以国外典型核动力舰船的数据作为参考,以全船断电事故为案例,用RELAP5程序分析了该非能动余热排出系统的运行特性。
结果表明:事故发生后,余热排出系统内可较快地建立起自然循环,并依靠自然循环带走反应堆的剩余发热,在事故后可保证反应堆安全,证明系统设计合理、有效。
本文也进一步分析了设计容量、换热器布置位置、船用环境等对余热排出系统运行特性的影响,研究结果可为类似船用核动力装置的设计提供参考。
【总页数】6页(P107-112)
【作者】贺军;蔡报炜;武玉增
【作者单位】中国船舶及海洋工程设计研究院
【正文语种】中文
【中图分类】U664.15;TL364
【相关文献】
1.舰船核动力装置非能动余热排出系统运行特性
2.非能动余热排出系统设计容量论证方法研究
3.EBR-Ⅱ余热排出实验及非能动余热排出系统性能分析
4."华龙一号"非能动系统设计的生力军r——记中国核动力院非能动余热排出系统PRS设计团队
5.核动力装置非能动余热排出系统的数学建模与仿真
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压水堆非能动余热排出系统设计方案调研
魏协宇;朱蒙;刘建阁
【期刊名称】《核科学与技术》
【年(卷),期】2017(005)002
【摘要】本文针对压水堆非能动余热排出系统,调研了国内外各类非能动余热排出系统设计方案,在对比分析的基础上,提出了非能动余热排出系统设计思路,从而为压水堆核动力装置非能动余热排出系统的设计方案选择提供参考价值。
【总页数】10页(P84-93)
【作者】魏协宇;朱蒙;刘建阁
【作者单位】[1]武汉第二船舶研究设计院,湖北武汉;;[1]武汉第二船舶研究设计院,湖北武汉;;[1]武汉第二船舶研究设计院,湖北武汉
【正文语种】中文
【中图分类】TL3
【相关文献】
1.一体化压水堆非能动余热排出系统动态特性仿真 [J], 沈全华;盖秀清;傅晟威
2.百万千瓦级压水堆核电厂二次侧非能动余热排出系统启动响应研究 [J], 卢向晖;张吉胜;罗汉炎;张小英
3.一体化压水堆非能动余热排出系统运行特性影响因素分析 [J], 代守宝;彭敏俊
4.压水堆核电厂非能动余热排出系统对比研究 [J], 周科;张丹;魏宗岚;初晓;吴广皓
5.一体化压水堆非能动余热排出系统可靠性分析 [J], 王晨阳;彭敏俊;夏庚磊;丛腾龙
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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。
增设了非能动余热排出系统的核动力装置可保证系统在失去电力供应的情况下，不依赖任何外部动力，利用多个回路的自然循环，及时带走反应堆的衰变热，保障反应堆安全。
目前几乎所有新型核动力装置设计中，均考虑采用非能动余热排出系统，如 AP1000、WWER1000、EPP1000等。
由于受到空间与重量限制，加上海洋环境的影响，舰船核动力装置非能动余热排出系统设计理念及运行特性与陆基核动力装置存在一定的差异，对舰船核动力装置非能动余热排出系统运行特性进行详细研究意义重大。
非能动余热排出系统自然循环特性主要基于两相流的流动与换热理论，尤其是需要建立适用于自然循环运行特性分析的数学模型。
通常可选用的程序有：ATHLET、RETRAN02、CATHARE和 RELAP5等，目前认为，RELAP5/MOD3.2是比较适合此类问题分析的热工水力估算程序［1－3］。
本文用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与理论计算，采用一种对蒸汽发生器U型传热管按不同长度分类的新方法进行建模，用以模拟自然循环工况下U型管内可能存在的冷却剂倒流现象，并与试验结果进行校核验证。
对该型舰船核动力装置非能动余热排出系统的运行特性进行分析研究，并得到研究结论。
某型舰船核动力装置蒸汽发生器二次侧非能动余热排出系统的原理简图(单侧环路)如图1所示。
系统主要由堆芯、稳压器、主泵、蒸汽发生器、非能动余热排出冷凝器、冷却水箱、二回路蒸汽隔离阀V2及V4、凝水给水阀V1及V3组成。
若干根直列式传热管组成了非能动余排冷凝器，来自蒸发器的蒸汽在传热管内流动，通过传热管冷却后变成冷凝水回流到蒸发器，作为最终冷源的冷却水在传热管壳层流动。
非能动余热排出系统未投入运行时，阀门V4常开，V3关闭，以保证冷凝器及凝水管线内充满水且与蒸汽发生器内温度相差不大，阀门V2和V1开启。
此时，蒸汽发生器内饱和蒸汽流过阀门V2推动汽轮机做功，乏汽经冷却后通过阀门V1进入蒸汽发生器二次侧。
当丧失外部电源时，一回路主泵停止运转，阀门V2和V1相继关闭，阀门V3开启，来自蒸汽发生器的饱和蒸汽通过阀门V4流入非能动余热排出冷凝器，被冷却后经V3回流至蒸汽发生器，非能动余热排出系统投入运行。
通过建立反应堆与一回路系统、蒸汽发生器二次侧与非能动余热排出冷凝器一次侧、非能动余热排出冷凝器二次侧与冷却水系统3个环路的自然循环流动，将堆芯的衰变热带到冷却水箱中［2］。
利用RELAP5/MOD3.2程序对舰船核动力装置非能动余热排出系统进行建模计算，对反应堆及主冷却剂系统、蒸汽发生器二次侧非能动余热排出系统进行了精细的控制体划分;简化了一回路辅助系统及二回路系统的建模;为了模拟自然循环低流量情况下的蒸汽发生器U型管内复杂的流动特性，本文没有采用传统的集总参数建模方法，而是将蒸汽发生器U型管按长度分为16类，这样既可以避免控制体过多，计算时间过长，又能比较准确地模拟不同类别的U型传热管内冷却剂的流动与传热特性。
鉴于篇幅所限，本文给出了蒸汽发生器U型管控制体划分简图(见图2)及蒸汽发生器二次侧非能动余热排出系统(见图3)的控制体划分图。
假设系统稳态运行一段时间后，发生全部电源丧失事故，反应堆保护停堆，蒸汽发生器给水关闭;非能动余热排出系统投入运行。
利用RELAP5/MOD3.2安全分析程序进行计算，重点针对事故初期，给出了一回路稳压器压力、反应堆入口温度、反应堆出口温度、蒸汽发生器压力、海水出口温度等参数的响应特性，分别见图4～图9。
图中模拟计算结果与试验结果均为动态响应值与初始值的比值。
总体上理论计算结果与试验结果吻合较好，验证了本文提出的建模方法正确。
个别参数的响应与试验结果存在一定的差异，主要由于计算结果没有考虑仪表测量的时间延迟及仪表误差修正，另外低流量自然循环流动计算模型的某些不确定性也会带来一定误差。
理论计算与实验表明：本系统具有良好的启动特性，一般在200 s内即可建立蒸汽发生器与非能动余热冷凝器一次侧、非能动余热冷凝器二次侧与海水回路的自然循环流动。
由于没有相应的流量测点，非能动余热排出系统建立起自然循环流动的主要标志是蒸汽发生器蒸汽压力开始下降，非能动余热排出冷凝器保持一定的汽水混合水位，非能动余热排出冷凝器凝水温度上升，海水出口温度上升。
1)压力响应系统压力响应与系统的排热相关：如果系统的释热与蒸汽发生器的换热相当，则冷凝器压力基本稳定;如果系统的释热小于蒸汽发生器的换热，冷凝器压力将会缓慢下降;如系统释热大于换热，非能动余热排出系统无法带走蒸汽发生器的热量，系统压力会上升［4］。
非能动余热排出系统在断电事故发生时即投入运行，由于此时反应堆的剩余释热相对较大，冷凝器排出的热量小于产生的热量，非能动余热排出系统压力将会逐渐上升，当剩余衰变热减少到一定值后，系统压力会出现一个峰值，然后开始缓慢下降。
2)冷凝器水位的响应特性在非能动余热排出系统投入运行后，在较短的时间内，冷凝器水位迅速下降，达到低点后会逐渐上升并趋于稳定，如果热负荷保持不变，即耗汽恒定，则水位也基本保持不变。
稳态运行时，冷凝器水位受蒸汽发生器初始水位及二回路负荷的影响较大。
蒸发器初始水位越高，冷凝器的运行水位越高;热负荷越大，冷凝器的运行水位越低。
3)冷却水流量的响应特性冷却水流量指冷凝器二次侧即冷却水回路的自然循环流量。
理论计算与试验均表明：在启动后一段时间内，由于在启动初期环路的温度差与密度差小，驱动压头不足，冷却水自然循环流量增加相对缓慢;随着冷凝器传热管的传热量增加，流体温升增加，密度差变大，自然循环流量开始快速增加并趋入稳态流动。
即使蒸汽发生器二次侧非能动余热排出系统能正常启动并运行正常，也需要一回路主系统依靠自然循环流动将反应堆衰变热带到蒸汽发生器，否则非能动余热排出系统将无法发挥其功能。
目前的主要问题集中在能否在热源相对较小(小于3%额定功率)的情况下建立一回路系统的自然循环，且主系统2个环路能否均建立起正常的自然循环流动。
1)蒸汽发生器U型管内冷却剂的倒流流动自然循环的驱动力是冷热源流体的密度差产生的重力压头，当U型管内流量较小，驱动力不足以克服管路中的流动摩擦阻力和形状阻力时，蒸汽发生器U型传热管内会出现显著的非均匀流动。
由于自然循环条件下蒸汽发生器出口腔压力高于入口腔压力，部分U型传热管内冷却剂会出现倒流流动［5－6］，即蒸汽发生器出口腔室内温度较低的冷却剂将通过U型管流回入口腔室，从而导致主管道及反应堆堆芯的自然循环流量减少。
一旦驱动压头减少，自然循环平均流量降低，倒流流量会进一步增大，从而降低了一回路的自然循环能力，进而会影响非能动余热排出系统的余热排出功能。
在反应堆发热较小情况下，一回路自然循环能力低，发生倒流的U型管数目更多。
当发生倒流的U型管总流量大于正流流量时，主管道内的冷却剂可发生反向流动。
2)主管道冷却剂的反向流动理论计算表明，在某些时段左环路主管道内流体出现了反向流动，这主要是由于蒸汽发生器U型管发生倒流，并且受到稳压器下泄波动流量的影响。
流体流动的路径是：冷却剂经堆芯衰变热加热后向上流动，在反应堆出口腔室与左出口管道内倒流过来的流体汇合，一部分冷却剂从反应堆右出口流出;另一部分流向反应堆上封头，通过反应堆上封头旁流孔，进入反应堆上环腔，从反应堆左环路入口反向流动经过左环路主止回阀和主泵，继而流向左蒸汽发生器出口腔、U型管及入口腔，与稳压器下泄波动流量汇合反流向反应堆出口。
主止回阀上开有一定尺寸的回流孔，这给一回路主管道内的冷却剂发生反向流动创造了必要条件，但由于止回阀上的回流孔尺寸较小，因此回路冷却剂反向流动的流量较低。
利用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，采用了一种新的方法对蒸汽发生器U型管进行建模，以模拟自然循环工况下出现的蒸汽发生器U型传热管内冷却剂的倒流特性，并利用实际装置的试验结果进行校核验证，证明本文提出的建模方法正确。
利用理论计算与试验数据分析了某型舰船核动力装置非能动余热排出系统的运行特性，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，且某些时段主管道内的冷却剂也会发生反向流动，降低了一回路主系统的自然循环能力。
