压水堆核电厂稳压器波动管热分层现象国内外研究概述

发布时间：2021-06-16 18:35

　　在压水堆核电厂,波动管中由于温差会出现热分层现象。热分层会对波动管产生不利影响,例如疲劳等,特别是对焊缝的安全构成严重威胁。对于热分层问题,国内外开展了广泛的研究,研究方法通常可分成数值方法和试验方法。国外起步较早,取得了很多重要成果;国内起步较晚,但国家核安全局对该问题已经非常重视,推动了国内热分层问题的研究,相关研究正在逐步开展,取得了一系列进展。本文论述了波动管热分层产生机理,总结了国内外该领域的研究进展。 

【文章来源】：科技视界. 2020,(19)

【文章页数】：5 页

【部分图文】：

热分层现象示意图

近年来国内也开展了试验方法的研究。中国核动力研究设计院空泡物理和自然循环重点实验室于2003年对秦山二期2号堆稳压器波动管外壁瞬态温度和压力容器安注管外壁瞬态温度进行测量，得到温度测试数据，这是国内首次针对热分层现象对核电厂实施温度测量。测试数据表明在运行过程中波动管与压力容器安注管均存在明显的热分层现象，但测试过程中没有记录波动流量和稳压器及主管道内冷却剂的温度，无法得到波动管出现热分层现象的规律。图4所示为升温过程波动管某截面的温度分布情况。2007年，中国核动力研究设计院和西安交通大学动力工程多相流国家重点实验室联合进行了一项研究主管道波动接管嘴传热特性的试验。该试验根据相似理论，采用1:9的比例模型，分别在低温低压和高温高压条件下研究了不同运行工况下近壁流体温度分布以及流体和壁面的传热性能。试验结果表明，支流和主流的流速比是影响结构流体温度分布和传热的决定性因素。

反应堆冷却剂系统将堆芯裂变放出的热能带出反应堆并传递给二回路工质以产生蒸汽。现代商用压水堆核电厂反应堆冷却剂系统一般有二至四条并联在反应堆压力容器上的封闭环路。每一条环路由一台蒸汽发生器、一台反应堆冷却剂泵及相应的管道组成，在其中一条环路的热管段上，通过波动管与一台稳压器相连。稳压器的基本功能是建立并维持反应堆冷却剂系统的压力，避免冷却剂在反应堆内发生容积沸腾。在电厂稳态运行时，稳压器将反应堆冷却剂系统压力维持在恒定压力下；在反应堆冷却剂系统瞬态运行时，将压力变化限定在允许值以内；在事故时，防止反应堆冷却剂系统超压，维护反应堆冷却剂系统的完整性。此外，稳压器作为反应堆冷却剂系统的缓冲容器，吸收反应堆冷却剂系统水容积的迅速变化。图2 稳压器波动管结构

【参考文献】：
期刊论文
[1]稳压器波动管热分层应力强度可靠性分析[J]. 唐鹏,刘志伟,乔红威,李朋洲,孙磊.  核动力工程. 2019(S1)
[2]布置方式对波动管热分层现象的影响分析[J]. 赖建永,黄伟.  核动力工程. 2011(06)



本文编号：3233577