【摘要】：小型模塊化(Small Modular Reactor,SMR)反應(yīng)堆的研發(fā)是國際核能應(yīng)用開發(fā)的一個新的趨勢,成為謀求核能應(yīng)用市場多遠化的一條重要途徑。國際原子能機構(gòu)(International Atomic Energy Agency,IAEA)認為SMR在安全性、經(jīng)濟型、核不擴散能力以及無需現(xiàn)場裝料的能力方面與其他能源以及大型反應(yīng)堆相比,有著非常大的優(yōu)勢。SMR建造靈活簡單、用處廣泛,可以有效解決電力不足地區(qū)的電網(wǎng)輸電問題,被視為“核能工業(yè)的轉(zhuǎn)折點”。SMR得到了世界各國,尤其是發(fā)展中國家的密切關(guān)注。而螺旋管式直流蒸汽發(fā)生器(Helical Coiled Once Through Steam Generators,HOTSG)憑借其結(jié)構(gòu)緊湊、換熱效率高的獨特優(yōu)勢,已經(jīng)廣泛應(yīng)用于SMR的蒸汽發(fā)生器研發(fā)設(shè)計中。由于蒸汽發(fā)生器是反應(yīng)堆運行中事故發(fā)生率比較高的設(shè)備,而HOTSG又有著與其他形式蒸汽發(fā)生器完全不同的結(jié)構(gòu)特征,所以研究HOTSG的特性對SMR設(shè)計建造非常重要。本文通過分析HOTSG的結(jié)構(gòu)特性,建立了此類蒸汽發(fā)生器的結(jié)構(gòu)設(shè)計計算原則,采用兩流體數(shù)學(xué)模型計算二次側(cè)汽液兩相流動。并考慮汽液兩相間的熱相變,將二次側(cè)傳熱區(qū)域分為單相液區(qū)、高過冷沸騰區(qū)、飽和核態(tài)沸騰區(qū)、過渡沸騰區(qū)、膜態(tài)沸騰區(qū)和過熱蒸汽區(qū)。通過比較篩選了適合HOTSG傳熱和壓降的計算模型。確定了控制方程的離散格式,在時間步長的控制上運用欠松弛方法,采用交錯網(wǎng)格、SIMPLIC算法計算流場,以逐次超松弛迭代(SOR)方法做了方程求解。本文采用FORTRAN語言編寫了HOTSG的仿真程序。以日本MRX堆和韓國SMART堆為參考對象進行程序驗證,將仿真計算結(jié)果與韓國原子能研究院開發(fā)程序ONCESG進行對比,結(jié)果吻合良好。以MRX反應(yīng)堆為基本對象開展針對SMR的換熱分析,研究了二次側(cè)流量、二次側(cè)工質(zhì)進口溫度和一次側(cè)冷卻劑流量對蒸汽發(fā)生器換熱的影響。結(jié)果表明,隨著二次側(cè)冷卻劑流量的降低,核態(tài)沸騰段所占區(qū)域逐漸縮短;當二次側(cè)工質(zhì)進口溫度升高,一次側(cè)與二次側(cè)之間傳熱減少;一次側(cè)冷卻劑流量變化對整個換熱過程的影響較為明顯,一次側(cè)冷卻劑流量發(fā)生變化,各傳熱區(qū)域所占長度與水蒸氣出口溫度也發(fā)生變化。說明一次側(cè)冷卻劑流量在整個傳熱過程中最為重要,可以通過改變一次側(cè)流量來改變蒸汽品質(zhì)。本文的研究結(jié)果可為HOTSG的工程建設(shè)提供指導(dǎo),并為流動不穩(wěn)定性和瞬態(tài)研究奠定了基礎(chǔ)。
【學(xué)位授予單位】：重慶大學(xué)
【學(xué)位級別】：碩士
【學(xué)位授予年份】：2018
【分類號】：TL353.13
【圖文】：

[2]Fig.1.1 The overall structure of KLT-40S reactor圖 1.1 為 KLT-40S 反應(yīng)堆的整體結(jié)構(gòu)圖，其中蒸發(fā)器系統(tǒng)由 4 個模塊化蒸汽發(fā)生器組成，每個蒸汽發(fā)生器都采用一次通過的盤管式熱交換器，在管束內(nèi)產(chǎn)生蒸汽[2]。蒸汽發(fā)生器換熱管是采用鈦合金制成的螺旋管，表面有防銹覆層，運行時蒸汽發(fā)生器內(nèi)壓力較低，降低了蒸汽發(fā)生器管破裂概率。產(chǎn)生過熱蒸汽，蒸汽溫度達290℃，出口蒸汽壓力為 3.72Mpa除 KLT-40S 外，俄羅斯 Afrikantov OKBM（阿夫里坎托夫機械工程實驗設(shè)計局）還提出了應(yīng)用于陸地與海上的浮動式小型核電機組 VBER-300。VBER-300 采用緊湊模塊布置和傳統(tǒng)壓水堆相似，但是堆芯、蒸發(fā)器、穩(wěn)壓器和冷卻劑泵緊湊布置在一個模塊內(nèi)。其反應(yīng)堆裝置即其核蒸汽供應(yīng)系統(tǒng)

A-控制棒保護系統(tǒng)；B-蒸汽發(fā)生R-300 reactor,A-Control rod protection sysC-Core pressure vessel圖 1.3 VBER-300 蒸汽發(fā)生器[3]Fig.1.3 The steam generator of VBER-300為冷卻工質(zhì)外，俄羅斯也提出了鉛冷

3圖 1.3 VBER-300 蒸汽發(fā)生器[3]Fig.1.3 The steam generator of VBER-300除了一次側(cè)使用水做為冷卻工質(zhì)外，俄羅斯也提出了鉛冷快堆 BREST-OD-300，此反應(yīng)堆為一體化反應(yīng)堆，使用鉛作為一回路冷卻劑，具有很高的固有安全特性，采用 8 個模塊化螺旋管式直流蒸汽發(fā)生器，每個蒸汽發(fā)生器總高度 11.25m ，在設(shè)計初期螺旋傾角為8 ，后隨著設(shè)計方案的變化改為24 左右，冷卻劑堆芯進出口溫度為 420℃和 540℃，二次側(cè)流量 430kg s，二次側(cè)蒸汽出口壓力為 17Mpa[4][5]。

【參考文獻】

相關(guān)期刊論文 前10條

1 曹亞麗;王韶偉;熊文彬;劉巧鳳;劉兆陽;張厚明;;小型模塊化反應(yīng)堆特性及應(yīng)用分析[J];核電子學(xué)與探測技術(shù);2014年06期

2 楊元龍;孫寶芝;楊龍濱;張羽;;蒸汽發(fā)生器二次側(cè)汽液兩相流數(shù)值模擬[J];原子能科學(xué)技術(shù);2012年01期

3 葉金亮;周楊平;陳曉明;方成躍;;螺旋管式直流蒸汽發(fā)生器的準穩(wěn)態(tài)數(shù)學(xué)模型[J];核科學(xué)與工程;2011年02期

4 劉建閣;彭敏俊;張志儉;黎華;;套管式直流蒸汽發(fā)生器穩(wěn)態(tài)特性分析[J];哈爾濱工程大學(xué)學(xué)報;2009年07期

5 李海鵬;黃曉津;張良駒;;螺旋管式直流蒸汽發(fā)生器的集總參數(shù)動態(tài)模型[J];原子能科學(xué)技術(shù);2008年08期

6 陳軍;楊燕華;趙華;;兩流體模型在環(huán)形窄縫內(nèi)的應(yīng)用研究[J];核動力工程;2007年01期

7 周云龍;洪文鵬;孫斌;張玲;陳聽寬;;螺旋管內(nèi)高壓汽液兩相強制對流沸騰傳熱試驗[J];工程熱物理學(xué)報;2006年01期

8 周云龍,孫斌,陳聽寬,陳學(xué)俊;螺旋管中汽-水兩相流強制對流沸騰傳熱研究[J];核科學(xué)與工程;2002年03期

9 黃曉津,馮元琨,郭人俊;HTR-10螺旋管式直流蒸汽發(fā)生器的動態(tài)數(shù)學(xué)模型[J];高技術(shù)通訊;2001年01期

10 黃山松,黃曉津,馮元琨,杜繼宏;HTR-10直流蒸汽發(fā)生器動態(tài)特性的仿真研究[J];清華大學(xué)學(xué)報(自然科學(xué)版);2000年01期

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1 秦長平;緊湊式小型反應(yīng)堆直流盤管蒸汽發(fā)生器熱工水力研究[D];中國科學(xué)院研究生院(近代物理研究所);2016年

2 袁媛;螺旋管式直流蒸汽發(fā)生器建模與仿真研究[D];哈爾濱工程大學(xué);2015年

3 王沖;中國實驗快堆蒸汽發(fā)生器穩(wěn)態(tài)特性分析及熱工水力設(shè)計[D];大連理工大學(xué);2013年

4 楊元龍;基于兩流體模型的蒸汽發(fā)生器熱工水力數(shù)值研究[D];哈爾濱工程大學(xué);2013年

5 陳興華;直流蒸汽發(fā)生器建模與控制方法研究[D];哈爾濱工程大學(xué);2009年

6 曹丹;大盤管直流蒸汽發(fā)生器熱工分析[D];清華大學(xué);2005年

本文編號：2770145