設計實驗臺架研究某型船用核動力裝置主泵卡軸特性,利用熱工水力程序RELAP5完成了反應堆系統(tǒng)仿真模型的建立及驗證。模擬了反應堆系統(tǒng)單臺主泵卡軸事故進程,得到了反應堆溫度、環(huán)路流量等重要參數(shù)的變化規(guī)律。結果表明:主泵卡軸特性參數(shù)對反應堆流量影響較大,事故環(huán)路流量大幅下降直至出現(xiàn)倒流現(xiàn)象,影響堆芯冷卻與安全;采用多環(huán)路設計時,功率運行過程中單臺主泵的卡軸事故對反應堆安全造成的風險較小;主泵運行速率對事故進程有一定的影響。 

【文章來源】：兵器裝備工程學報. 2020,41(10)北大核心

【文章頁數(shù)】：5 頁

【部分圖文】：

主泵特性實驗回路簡圖

實驗測得的流動阻力系數(shù)曲線如圖2所示。其中極低流量下阻力數(shù)據(jù)出現(xiàn)了較大的不確定性，可能是由于測量儀表精度引起的，研究表明低流量下阻力系數(shù)與雷諾數(shù)相關，需要單獨進行研究[10-11]。但是整體而言，較高流量下得到的阻力系數(shù)趨于穩(wěn)定，且反向流動系數(shù)大于正向流動系數(shù)，數(shù)值模擬時采用高流量下阻力系數(shù)平均值。2 數(shù)值模擬方法

另一方面，由于核電廠系統(tǒng)一般采用雙環(huán)路、環(huán)路并聯(lián)主泵運行設計，而本文研究的船用堆系統(tǒng)采用多環(huán)路、環(huán)路單泵運行設計，為了對卡軸事故進程進行模擬，需要根據(jù)其結構特點建立反應堆系統(tǒng)分析模型，模型的控制體節(jié)點劃分如圖3所示。反應堆系統(tǒng)分析模型主要包括反應堆及一回路系統(tǒng)模型、二回路系統(tǒng)模型。反應堆及一回路的堆芯采用內(nèi)熱源形式進行模擬，控制體V100-V120模擬反應堆壓力容器的主要流道，控制體V600-V601模擬穩(wěn)壓器及波動管，控制體V201-V207模擬環(huán)路及蒸汽發(fā)生器一次側主要管道(僅以1#環(huán)路為例)，主泵則由主泵仿真模型進行模擬。二回路蒸汽發(fā)生器二次側主要流道及汽水分離器由控制體V302-V310進行模擬，給水和耗氣設備則以壓力和流量邊界形式進行模擬。

【參考文獻】：
期刊論文
[1]自然循環(huán)工況下離心泵阻力特性的實驗研究與數(shù)值模擬[J]. 李偉通,于雷,郝建立,李明芮,胡高杰.  原子能科學技術. 2019(11)
[2]船用反應堆主冷卻劑泵建模研究與仿真[J]. 李偉通,于雷,陳玉清.  艦船科學技術. 2016(07)
[3]基于B樣條的水泵復雜特性曲線擬合方法[J]. 張林,徐輝,于永海.  排灌機械. 2007(01)
[4]轉(zhuǎn)動慣量對船用核動力主泵瞬態(tài)特性的影響研究[J]. 張龍飛,張大發(fā),王少明.  船海工程. 2005(02)
[5]反應堆系統(tǒng)冷卻劑泵流量特性計算模型[J]. 郭玉君,張金玲,秋穗正,蘇光輝,賈斗南,喻真烷.  核科學與工程. 1995(03)



本文編號：3598076