AP1000 ADS－4閥門夾帶卸壓實(shí)驗(yàn)?zāi)；治?/h1>
2015-05-15 09:14:54孫都成田文喜秋穗正蘇光輝劉建昌馬盈盈
原子能科學(xué)技術(shù) 2015年2期
孫都成，田文喜，秋穗正，蘇光輝，張 鵬，劉建昌，馬盈盈
（1.西安交通大學(xué)動(dòng)力工程多相流國(guó)家重點(diǎn)實(shí)驗(yàn)室，陜西西安 710049；
2.西安交通大學(xué)核科學(xué)與技術(shù)學(xué)院，陜西西安 710049；3.國(guó)家核電技術(shù)研發(fā)中心，北京 100190）
AP1000 ADS－4閥門夾帶卸壓實(shí)驗(yàn)?zāi)；治?/p>
孫都成1，2，田文喜1，2，秋穗正1，2，蘇光輝1，2，張 鵬3，劉建昌1，2，馬盈盈1，2
（1.西安交通大學(xué)動(dòng)力工程多相流國(guó)家重點(diǎn)實(shí)驗(yàn)室，陜西西安 710049；
2.西安交通大學(xué)核科學(xué)與技術(shù)學(xué)院，陜西西安 710049；3.國(guó)家核電技術(shù)研發(fā)中心，北京 100190）
本文對(duì)AP1000ADS－4閥門開啟后反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)（RCS）的夾帶卸壓現(xiàn)象進(jìn)行限直徑、降高度、等物性模化分析。主要包含ADS－4閥門支管夾帶模化、RCS降壓模化及反應(yīng)堆上腔室夾帶沉積模化。通過選擇合理的無量綱準(zhǔn)則數(shù)和對(duì)守恒方程進(jìn)行無量綱分析，獲得相關(guān)熱工水力現(xiàn)象的模化準(zhǔn)則，最終得到實(shí)驗(yàn)臺(tái)架幾何和熱工水力參數(shù)。
實(shí)驗(yàn)?zāi)；籄DS－4閥門支管夾帶；RCS降壓；反應(yīng)堆上腔室夾帶
在AP1000反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)（RCS）發(fā)生小破口失水事故（LOCA）后，為了將安全殼內(nèi)置換料水箱（IRWST）內(nèi)的水注入堆芯實(shí)現(xiàn)反應(yīng)堆長(zhǎng)期冷卻，反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)必須降至較安全殼壓力高約89.6kPa的壓力，為此，自動(dòng)降壓系統(tǒng)第4級(jí)（ADS－4）閥門必須開啟，以實(shí)現(xiàn)RCS降壓［1］。伴隨著ADS－4閥門排汽卸壓，大量冷卻劑將由水蒸氣夾帶排至安全殼內(nèi)，反應(yīng)堆壓力容器內(nèi)液位將不斷降低，這可能會(huì)危及反應(yīng)堆安全。現(xiàn)階段ADS－4閥門夾帶相關(guān)實(shí)驗(yàn)數(shù)據(jù)較少，現(xiàn)存的T型管夾帶模型不能準(zhǔn)確估算ADS－4閥門水夾帶量，故開展有關(guān)ADS－4閥門噴放卸壓實(shí)驗(yàn)研究十分必要。
實(shí)驗(yàn)臺(tái)架參數(shù)往往需要在原型的基礎(chǔ)上依照一定的模化準(zhǔn)則進(jìn)行縮比。現(xiàn)階段針對(duì)反應(yīng)堆背景的T型管夾帶卸壓模化分析較少。Welter等［2］對(duì)ADS－4閥門支管處的相分離現(xiàn)象進(jìn)行了模化分析，通過幾何相似準(zhǔn)則和流型轉(zhuǎn)換相似準(zhǔn)則等得到ATLATS實(shí)驗(yàn)臺(tái)架和AP600氣液流量與幾何參數(shù)之間的關(guān)系。Reyes等［3］以AP600為原型利用分級(jí)雙向比例（H2TS）方法對(duì)APEX實(shí)驗(yàn)臺(tái)架進(jìn)行了模化分析，它包含ADS－4閥門噴放至開始IRWST重力注射階段事故序列的全壓模擬。H2TS方法是適用于綜合性實(shí)驗(yàn)臺(tái)架的一種先進(jìn)的分級(jí)模化方法。
本文在先前的模化結(jié)果的基礎(chǔ)上對(duì)ADS－4閥門噴放卸壓實(shí)驗(yàn)臺(tái)架進(jìn)行限直徑、降高度、等物性模化，通過推導(dǎo)和選擇關(guān)鍵無量綱準(zhǔn)則數(shù)，實(shí)現(xiàn)實(shí)驗(yàn)與AP1000ADS－4閥門噴放卸壓過程最大程度的相似。
1 實(shí)驗(yàn)系統(tǒng)及模化目標(biāo)
1.1 實(shí)驗(yàn)系統(tǒng)
ADS－4閥門噴放卸壓原理如圖1所示。在ADS－4爆破閥開啟后，反應(yīng)堆壓力容器內(nèi)的液位可能有3種：熱段入口淹沒、熱段入口部分淹沒和熱段裸露［4］。當(dāng)反應(yīng)堆壓力容器內(nèi)的液位高于熱段頂部時(shí)，冷卻劑將通過一回路系統(tǒng)內(nèi)外壓差作用經(jīng)ADS－4閥門支管噴放至安全殼內(nèi)，反應(yīng)堆壓力容器內(nèi)液位將迅速降低。當(dāng)液位降至熱段部分淹沒時(shí)，冷卻劑主要通過豎直管夾帶作用排出，反應(yīng)堆壓力容器內(nèi)液位降低速率將顯著減小，它將使RCS壓力迅速降低。如果RCS壓力仍高于IRWST安注壓力，則反應(yīng)堆壓力容器內(nèi)液位將會(huì)繼續(xù)降至低于熱段，那時(shí)反應(yīng)堆壓力容器內(nèi)的冷卻劑流失過程主要由上腔室夾帶主導(dǎo)。與普通池式夾帶相比，反應(yīng)堆上腔室堆內(nèi)構(gòu)件棒束一方面將會(huì)減小汽液混合物的流通面積，對(duì)夾帶過程起促進(jìn)作用，另一方面它將會(huì)對(duì)夾帶起的液柱或液滴起到沉積作用，使夾帶量顯著減少。在反應(yīng)堆上腔室夾帶作用下，反應(yīng)堆壓力容器內(nèi)液位將繼續(xù)降低直至IRWST開始重力注射。
圖1 ADS－4閥門噴放卸壓原理Fig.1 Blowdown and depressurization mechanism of ADS－4
1.2 模化目標(biāo)
本實(shí)驗(yàn)?zāi)康氖悄M在ADS－4閥門開啟后支管及反應(yīng)堆上腔室的冷卻劑夾帶率及RCS降壓速率。模化的目的是獲得與上述現(xiàn)象相關(guān)的無量綱準(zhǔn)則數(shù)，確定實(shí)驗(yàn)臺(tái)架幾何參數(shù)及熱工水力參數(shù)。基于此目的，可將模化內(nèi)容分為3部分：1）ADS－4閥門支管夾帶模化；2）反應(yīng)堆上腔室夾帶及沉積模化；3）RCS降壓模化。
2 ADS－4閥門夾帶卸壓模化分析
2.1 ADS－4閥門支管夾帶模化
ADS－4閥門管線T型支管夾帶過程如圖2所示。在特定管道幾何參數(shù)及氣相流量的情況下，不斷提高水平管內(nèi)液位直至臨界，那時(shí)少量液滴開始由于伯努利效應(yīng)從T型管夾帶出去，對(duì)應(yīng)的水平管內(nèi)氣體腔室高度為hb。ADS－4閥門夾帶過程主要與熱段液位及氣液流量有關(guān)。在特定的幾何參數(shù)下氣液流量的不同主要表現(xiàn)為水平熱段和ADS－4閥門豎直支管內(nèi)流型的不同，故流型是影響夾帶過程的重要因素。應(yīng)保證實(shí)驗(yàn)和原型在相同相對(duì)液位高度下發(fā)生流型轉(zhuǎn)換。Taitel等［5］提出水平管內(nèi)的流型轉(zhuǎn)換可通過管內(nèi)相對(duì)液位HL／D和氣相弗勞德數(shù)Frg表示，即：
式中：jg為氣相表觀速度；ρg為氣體密度；Δρ為氣液相之間的密度差；g為重力加速度；D為熱段直徑；HL為熱段內(nèi)的液位。式（1）適用于分層流、間歇流、環(huán)狀流之間的轉(zhuǎn)換。
圖2 T型支管夾帶示意圖Fig.2 Schematic of Tee branch line entrainment
實(shí)驗(yàn)和原型相對(duì)液位相同時(shí)，有（HL／D）R＝1（下標(biāo)“R”表示實(shí)驗(yàn)與原型參數(shù)之比）。故流型轉(zhuǎn)換模化主要體現(xiàn)在氣體弗勞德數(shù)的相似，即：
在物性相似的情況下上式可簡(jiǎn)化為：
實(shí)驗(yàn)和原型熱段內(nèi)相對(duì)液位相等時(shí)空泡份額相等，故上式也可表示為：
式中，ug為熱管段內(nèi)氣相實(shí)際速度。質(zhì)量守恒方程可表示為：
將式（6）代入式（5）可得實(shí)驗(yàn)和原型氣體質(zhì)量流量之比與直徑比的關(guān)系為：
在AP1000 10in（254mm）冷段小破口LOCA序列中［6－7］，根據(jù)Hewitt和Roberts流型圖［8］，可判定在ADS－4閥門開啟后支管內(nèi)流型實(shí)現(xiàn)從攪混流向環(huán)狀流的過渡，最終將穩(wěn)定在環(huán)狀流。應(yīng)使實(shí)驗(yàn)和原型ADS－4閥門支管內(nèi)的流型及流型轉(zhuǎn)換相似。Ishii提出豎直管內(nèi)攪混流和環(huán)狀流之間的轉(zhuǎn)換準(zhǔn)則［9］：
其中：jg，b為支管氣相表觀流速；d為ADS－4閥門支管直徑；α為空泡份額。對(duì)上式進(jìn)行變形可得：
從上式可看出，在支管α相同時(shí)，豎直支管內(nèi)流型轉(zhuǎn)換相似主要體現(xiàn)在氣體弗勞德數(shù)相等，則：
此外，為保證夾帶過程相似，還應(yīng)保證實(shí)驗(yàn)和原型的無量綱夾帶起始高度及夾帶率一致。本文使用RELAP5程序所采用的Smoglie等開發(fā)的模型。無量綱夾帶起始高度和Smoglie夾帶起始模型［10］分別表示為：
式中，hb為夾帶起始時(shí)氣體腔室高度。合并式（10）～（12），并簡(jiǎn)化可得：
T型支管夾帶率一般通過支管含汽率體現(xiàn)，并且通常表示成h／hb的形式。本文中夾帶率模型采用Schrock等［11］開發(fā)的模型，該模型同樣被RELAP5程序采用，即：
故由式（11）可知，在熱段內(nèi)相對(duì)液位相等時(shí)實(shí)驗(yàn)和原型夾帶率相似自然成立，并有：
ADS－4閥門支管與反應(yīng)堆壓力容器之間的距離決定熱段流動(dòng)充分發(fā)展程度，對(duì)夾帶結(jié)果有重要影響，應(yīng)保證實(shí)驗(yàn)和原型之間ADS－4閥門支管位置的幾何相似，故有如下模化準(zhǔn)則成立［2］：
式中，Lhotleg／Tee為反應(yīng)堆壓力容器與ADS－4閥門支管之間的距離。
2.2 ADS－4閥門卸壓過程模化
將與ADS－4閥門連通的反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)氣液區(qū)域作為一個(gè)控制體，則質(zhì)量守恒方程可表示為：
相對(duì)于堆芯衰變熱，在小破口LOCA序列中ADS－4閥門開啟時(shí)蒸汽發(fā)生器冷阱傳熱作用和控制體熱損失均很小，可忽略不計(jì)，蒸汽、水的能量守恒方程分別表示為：
式中：h為焓；e為比內(nèi)能；qcore為堆芯余熱；p為壓力；v為比體積；τi為相間摩擦力；εi為氣液之間焓差。式（19）等號(hào)右邊第3項(xiàng)表示相間摩擦耗散功；第4項(xiàng)表示通過相界面Ai傳遞的熱量；第5項(xiàng)表示相變引起的能量傳遞。
將式（19）和（20）相加，整理得：
其中：hADS＝xhg，ADS＋（1－x）hl，ADS；U為控制體內(nèi)能，U＝Me；V為體積。
對(duì)混合物動(dòng)能變化率項(xiàng)做進(jìn)一步分解可得：
氣液混合物內(nèi)能項(xiàng)可用下式表示：
控制體體積固定不變，所以有：
假設(shè)安注水的焓均相等，將式（22）～（24）代入式（21），并將內(nèi)能表示為壓力和比體積的函數(shù)，整理可得：
在ADS－4閥門開啟至開始IRWST重力注射期間，控制體內(nèi)動(dòng)能隨時(shí)間的變化率主要受經(jīng)由ADS－4閥門支管的氣液流量變化的影響。由典型的小破口LOCA工況［7］可估算控制體動(dòng)能變化率約為104W量級(jí)，遠(yuǎn)小于事故序列對(duì)應(yīng)的堆芯衰變功率（約107W），故在本模化中忽略控制體動(dòng)能變化率項(xiàng)，即式（25）的最后一項(xiàng)。能量守恒方程最終表示為降壓速率形式：
在利用初始條件對(duì)守恒方程各參數(shù)進(jìn)行無量綱化后，可得無量綱守恒方程：
時(shí)間常數(shù)τ和主要無量綱Π組表示為：
其中，下標(biāo)o表示各參數(shù)的初始值。欲使實(shí)驗(yàn)和原型降壓速率過程相似，需保證：
在初始?jí)毫o相等及物性相似的條件下，上式可簡(jiǎn)化為：
將式（16）代入式（33），可計(jì)算實(shí)驗(yàn)和原型的功率比為：
時(shí)間常數(shù)可用反應(yīng)堆壓力容器與ADS－4閥門支管之間的距離Lhotleg／Tee與熱段氣相流速ug之比表示，因此，由式（5）和（17）可得：
將上式代入式（29），可計(jì)算實(shí)驗(yàn)和原型的體積比為：
2.3 反應(yīng)堆上腔室夾帶模化
把反應(yīng)堆上腔室看成1個(gè)控制體，如果將冷卻劑看成是不可壓縮的，則在ADS－4閥門開啟至開始IRWST重力注射期間反應(yīng)堆上腔室質(zhì)量守恒方程可表示為：
其中：aup為反應(yīng)堆上腔室流通面積；z為液位垂直高度；等號(hào)右邊各項(xiàng)分別為安注流量、堆內(nèi)構(gòu)件的沉積率流量、反應(yīng)堆上腔室水夾帶流量、汽化量。
利用邊界條件及初始條件對(duì)上式各參數(shù)進(jìn)行無量綱化，可得以下各式：
其中，H為堆芯上板與熱段底端的垂直高度。
將上述各無量綱參數(shù)代入質(zhì)量守恒方程，可計(jì)算反應(yīng)堆上腔室內(nèi)液位變化率為：
其中：
在反應(yīng)堆上腔室夾帶中，可將無量綱夾帶率表示為夾帶起的液體流量與氣體流量之比，即：
式中，jl，up和jg，up分別為反應(yīng)堆上腔室夾帶水和蒸汽的表觀速度。反應(yīng)堆上腔室夾帶率為：
將上式代入式（39）可得：
在堆芯上板至熱段高度范圍內(nèi)，反應(yīng)堆上腔室夾帶過程與池式夾帶過程類似，可用經(jīng)典的Ishii池式夾帶模型［12］近似描述。在實(shí)際AP1000反應(yīng)堆中，蒸汽流量較大，它屬于動(dòng)量控制區(qū)中的高氣量區(qū)，而Ishii池式夾帶模型中未給出此區(qū)域的具體表達(dá)式。此外，反應(yīng)堆上腔室內(nèi)堆內(nèi)構(gòu)件造成的夾帶沉積作用會(huì)使上腔室夾帶特性明顯不同于普通池式夾帶，特別是沉積作用起主導(dǎo)作用的沉積控制區(qū)，池式夾帶模型已不再適用，故在此只進(jìn)行近液面區(qū)的模化。在近液面區(qū)高度范圍內(nèi)，Ishii池式夾帶模型的無量綱夾帶率表示為：
將式（42）、（43）聯(lián)立可得：
堆芯衰變熱主要用于將安注水加熱到飽和并提供飽和水的汽化潛熱，故反應(yīng)堆內(nèi)能量守恒方程可表示為：
式中：hfg為飽和水的汽化潛熱；Δhsub為將安注水加熱至飽和所需的焓。在物性相似及安注水過冷度相同情況下：
在池式夾帶過程中，堆芯上板流體流動(dòng)區(qū)域可分為邊緣區(qū)域和中心區(qū)域。在邊緣區(qū)域夾帶起的液滴在進(jìn)入到熱段過程中，主要通過反應(yīng)堆壓力容器壁面沉積而不經(jīng)過堆內(nèi)構(gòu)件。中心區(qū)域夾帶出的水則需經(jīng)過至少1行堆內(nèi)構(gòu)件的沉積作用，對(duì)夾帶量造成影響。應(yīng)考慮實(shí)驗(yàn)和原型中的堆芯上板的流量分配相似以保證夾帶沉積的相似，即應(yīng)滿足［13］：
式中：aperi為堆芯上板邊緣區(qū)域面積；aucp為堆芯上板總流通面積。
2.4 實(shí)驗(yàn)臺(tái)架模化比例
本文的模化是以兩條熱段上ADS－4支管的噴放卸壓現(xiàn)象相同的假設(shè)為基礎(chǔ)的。在AP1000中，兩條ADS－4支管其中之一位于和穩(wěn)壓器相連的熱段上，并與非能動(dòng)余熱排出系統(tǒng)共用1條管線，又由于破口位置不確定等因素會(huì)使兩條ADS－4支管的夾帶卸壓特性有所差異。模化分析中對(duì)流經(jīng)兩條熱段的蒸汽流量進(jìn)行了均分，是對(duì)夾帶卸壓過程的簡(jiǎn)化處理。
模型和原型幾何比例過小可能會(huì)造成某些局部現(xiàn)象的失真。一般來說，試驗(yàn)臺(tái)架幾何參數(shù)越接近實(shí)際尺寸越能反映實(shí)際工況，考慮到實(shí)驗(yàn)室電功率等實(shí)驗(yàn)條件和實(shí)驗(yàn)經(jīng)費(fèi)的限制，將本實(shí)驗(yàn)臺(tái)架直徑比和高度比選定為1∶5.6，可得到如表1所列的模化比例。模化分析中涉及的ADS－4閥門支管夾帶模化、反應(yīng)堆上腔室夾帶及沉積模化和RCS降壓模化均能完全模擬，此外，模化分析涉及的流型轉(zhuǎn)換也能模擬。在大直徑支管夾帶過程中往往會(huì)出現(xiàn)T型管處液體回流的現(xiàn)象，管徑不同，回流的程度也不同，對(duì)管徑進(jìn)行縮比后，會(huì)造成回流現(xiàn)象的部分失真。因不是本文研究重點(diǎn)，該模化分析只能對(duì)T型管處的回流等現(xiàn)象進(jìn)行部分模擬。
表1 ADS－4閥門夾帶卸壓實(shí)驗(yàn)?zāi)；Y(jié)果Table 1 Result of ADS－4entrainment and depressurization scaling analysis
3 結(jié)論
本文對(duì)AP1000ADS－4閥門噴放卸壓進(jìn)行了模化分析，主要對(duì)ADS－4閥門支管夾帶、ADS－4閥門卸壓過程和反應(yīng)堆上腔室夾帶進(jìn)行模化，旨在最大限度還原AP1000小破口LOCA后的相關(guān)重要現(xiàn)象。在ADS－4閥門支管夾帶模化中，通過對(duì)水平熱段和ADS－4閥門支管流型轉(zhuǎn)換相似得到實(shí)驗(yàn)和原型的管徑與流量的關(guān)系。通過對(duì)控制體能量方程進(jìn)行無量綱模化分析實(shí)現(xiàn)實(shí)驗(yàn)和原型降壓速率的相似準(zhǔn)則。在反應(yīng)堆上腔室夾帶模化中，根據(jù)控制體質(zhì)量守恒方程和Ishii池式夾帶模型得到實(shí)驗(yàn)和原型反應(yīng)堆上腔室夾帶的相似準(zhǔn)則。通過選擇適當(dāng)?shù)哪；壤罱K得到實(shí)驗(yàn)臺(tái)架的幾何及熱工水力參數(shù)。
［1］ 林誠(chéng)格.非能動(dòng)安全先進(jìn)壓水堆核電技術(shù)［M］.北京：原子能出版社，2010：455－481.
［2］ WELTER K B，WU Q，YOU Y，et al.Experimental investigation and theoretical modeling of liquid entrainment in a horizontal tee with a vertical－up branch［J］.International Journal of Multiphase Flow，2004，30（12）：1 451－1 484.
［3］ REYES J N，HOCHREITER L.Scaling analysis for the OSU AP600test facility（APEX）［J］.Nuclear Engineering and Design，1998，186（1－2）：53－109.
［4］ WELTER K B.Liquid entrainment at an upward oriented vertical branch line from a horizontal pipe［D］.US：Oregon State University，2002.
［5］ TAITEL Y，DUKLER A E.A model for predicting flow regime transition in horizontal and near horizontal gas－liquid flow［J］.AlChE Journal，1976，22（1）：47－55.
［6］ YANG J，WANG W W，QIU S Z，et al.Simulation and analysis on 10－in.cold leg small break LOCA for AP1000［J］.Annals of Nuclear Energy，2012，46：81－89.
［7］ WANG W W，SU G H，MENG Z M，et al.Analyses of liquid entrainment through ADS－4in AP1000during a typical small break LOCA transient［J］.Annals of Nuclear Energy，2013，60：195－201.
［8］ 徐濟(jì)鋆.沸騰傳熱和氣液兩相流［M］.北京：原子能出版社，2001：20－21.
［9］ MISHIMA K，ISHII M.Flow regime transition criteria for upward two－phase flow in vertical tubes［J］.Int J Heat Mass Transfer，1984，27（5）：723－737.
［10］RELAP5Code Development Team.RELAP5／MOD3code manual［R］.Idaho Falls：Idaho National Laboratory，1995.
［11］SCHROCK V E，REVANKAR S T，MANNHEIMER R.Small break discharge－the roles of vapor and liquid entrainment in a stratified twophase region upstream of the break［R］.US：Nuclear Regulation Commission，1986.
［12］KATAOKA I，ISHII M.Mechanistic modeling of pool entrainment phenomenon［J］.Int J Heat Mass Transfer，1984，27（11）：1 999－2 014.
［13］WELTER K B，BAJOREK S M，REYES J N，et al.APEX－AP1000confirmatory testing to support AP1000design certification（non－proprietary）［R］.US：Nuclear Regulation Commission，2005.
Analysis of ADS－4 Entrainment and Depressurization Experiment Scaling for AP1000
SUN Du－cheng1，2，TIAN Wen－xi1，2，QIU Sui－zheng1，2，SU Guang－h(huán)ui1，2，ZHANG Peng3，LIU Jian－chang1，2，MA Ying－ying1，2
（1.State Key Laboratory on Multiphase Flow in Power Engineering，Xi’an Jiaotong University，Xi’an710049，China；
2.School of Nuclear Science and Technology，Xi’an Jiaotong University，Xi’an710049，China；
3.State Nuclear Power Technology R＆D Center，Beijing100190，China）
In this paper，the limited diameter，reduced height and scaling analysis with identical working fluid were conducted on AP1000ADS－4entrainment and depressurization process，which consisted of ADS－4branch line entrainment scaling，RCS depressurization scaling and reactor upper plenum entrainment scaling.The reasonable dimensionless criteria of relative thermal－h(huán)ydraulic phenomenon were chosen and derived by analyzing conservation equations.Experimental geometric and thermal－h(huán)ydraulic parameters were finally obtained.
experiment scaling；ADS－4branch line entrainment；RCS depressurization；reactor upper plenum entrainment
TL333
A
：1000－6931（2015）02－0285－07
10.7538／yzk.2015.49.02.0285
2013－11－16；
2014－01－09
大型先進(jìn)壓水堆核電站重大專項(xiàng)課題資助項(xiàng)目（2011ZX06004－007）
孫都成（1988—），男，山東費(fèi)縣人，博士研究生，核科學(xué)與技術(shù)專業(yè)
猜你喜歡
記一次有趣的實(shí)驗(yàn)小獼猴智力畫刊(2022年9期)2022-11-04 02:31:42 美嘉諾閥門(大連)有限公司流程工業(yè)(2022年3期)2022-06-23 09:41:08 裝配式玻璃鋼閥門井的研發(fā)及應(yīng)用煤氣與熱力(2021年3期)2021-06-09 06:16:18 做個(gè)怪怪長(zhǎng)實(shí)驗(yàn)小哥白尼(趣味科學(xué))(2019年6期)2019-10-10 01:01:50 基于STM32燃?xì)鉄崴仩t液位控制系統(tǒng)設(shè)計(jì)與實(shí)現(xiàn)測(cè)控技術(shù)(2018年9期)2018-11-25 07:45:00 石油儲(chǔ)罐液位開關(guān)的應(yīng)用分析石油化工自動(dòng)化(2018年5期)2018-11-14 02:34:30 NO與NO2相互轉(zhuǎn)化實(shí)驗(yàn)的改進(jìn)發(fā)明與創(chuàng)新(2016年38期)2016-08-22 03:02:52 實(shí)踐十號(hào)上的19項(xiàng)實(shí)驗(yàn)太空探索(2016年5期)2016-07-12 15:17:55 寶馬530車?yán)鋮s液液位過低報(bào)警汽車維護(hù)與修理(2015年2期)2015-02-28 12:15:41 省力閥門瓶蓋中學(xué)科技(2014年11期)2014-12-25 07:38:53
孫都成，田文喜，秋穗正，蘇光輝，張 鵬，劉建昌，馬盈盈
（1.西安交通大學(xué)動(dòng)力工程多相流國(guó)家重點(diǎn)實(shí)驗(yàn)室，陜西西安 710049；
2.西安交通大學(xué)核科學(xué)與技術(shù)學(xué)院，陜西西安 710049；3.國(guó)家核電技術(shù)研發(fā)中心，北京 100190）
AP1000 ADS－4閥門夾帶卸壓實(shí)驗(yàn)?zāi)；治?/p>
孫都成1，2，田文喜1，2，秋穗正1，2，蘇光輝1，2，張 鵬3，劉建昌1，2，馬盈盈1，2
（1.西安交通大學(xué)動(dòng)力工程多相流國(guó)家重點(diǎn)實(shí)驗(yàn)室，陜西西安 710049；
2.西安交通大學(xué)核科學(xué)與技術(shù)學(xué)院，陜西西安 710049；3.國(guó)家核電技術(shù)研發(fā)中心，北京 100190）
本文對(duì)AP1000ADS－4閥門開啟后反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)（RCS）的夾帶卸壓現(xiàn)象進(jìn)行限直徑、降高度、等物性模化分析。主要包含ADS－4閥門支管夾帶模化、RCS降壓模化及反應(yīng)堆上腔室夾帶沉積模化。通過選擇合理的無量綱準(zhǔn)則數(shù)和對(duì)守恒方程進(jìn)行無量綱分析，獲得相關(guān)熱工水力現(xiàn)象的模化準(zhǔn)則，最終得到實(shí)驗(yàn)臺(tái)架幾何和熱工水力參數(shù)。
實(shí)驗(yàn)?zāi)；籄DS－4閥門支管夾帶；RCS降壓；反應(yīng)堆上腔室夾帶
在AP1000反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)（RCS）發(fā)生小破口失水事故（LOCA）后，為了將安全殼內(nèi)置換料水箱（IRWST）內(nèi)的水注入堆芯實(shí)現(xiàn)反應(yīng)堆長(zhǎng)期冷卻，反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)必須降至較安全殼壓力高約89.6kPa的壓力，為此，自動(dòng)降壓系統(tǒng)第4級(jí)（ADS－4）閥門必須開啟，以實(shí)現(xiàn)RCS降壓［1］。伴隨著ADS－4閥門排汽卸壓，大量冷卻劑將由水蒸氣夾帶排至安全殼內(nèi)，反應(yīng)堆壓力容器內(nèi)液位將不斷降低，這可能會(huì)危及反應(yīng)堆安全。現(xiàn)階段ADS－4閥門夾帶相關(guān)實(shí)驗(yàn)數(shù)據(jù)較少，現(xiàn)存的T型管夾帶模型不能準(zhǔn)確估算ADS－4閥門水夾帶量，故開展有關(guān)ADS－4閥門噴放卸壓實(shí)驗(yàn)研究十分必要。
實(shí)驗(yàn)臺(tái)架參數(shù)往往需要在原型的基礎(chǔ)上依照一定的模化準(zhǔn)則進(jìn)行縮比。現(xiàn)階段針對(duì)反應(yīng)堆背景的T型管夾帶卸壓模化分析較少。Welter等［2］對(duì)ADS－4閥門支管處的相分離現(xiàn)象進(jìn)行了模化分析，通過幾何相似準(zhǔn)則和流型轉(zhuǎn)換相似準(zhǔn)則等得到ATLATS實(shí)驗(yàn)臺(tái)架和AP600氣液流量與幾何參數(shù)之間的關(guān)系。Reyes等［3］以AP600為原型利用分級(jí)雙向比例（H2TS）方法對(duì)APEX實(shí)驗(yàn)臺(tái)架進(jìn)行了模化分析，它包含ADS－4閥門噴放至開始IRWST重力注射階段事故序列的全壓模擬。H2TS方法是適用于綜合性實(shí)驗(yàn)臺(tái)架的一種先進(jìn)的分級(jí)模化方法。
本文在先前的模化結(jié)果的基礎(chǔ)上對(duì)ADS－4閥門噴放卸壓實(shí)驗(yàn)臺(tái)架進(jìn)行限直徑、降高度、等物性模化，通過推導(dǎo)和選擇關(guān)鍵無量綱準(zhǔn)則數(shù)，實(shí)現(xiàn)實(shí)驗(yàn)與AP1000ADS－4閥門噴放卸壓過程最大程度的相似。
1 實(shí)驗(yàn)系統(tǒng)及模化目標(biāo)
1.1 實(shí)驗(yàn)系統(tǒng)
ADS－4閥門噴放卸壓原理如圖1所示。在ADS－4爆破閥開啟后，反應(yīng)堆壓力容器內(nèi)的液位可能有3種：熱段入口淹沒、熱段入口部分淹沒和熱段裸露［4］。當(dāng)反應(yīng)堆壓力容器內(nèi)的液位高于熱段頂部時(shí)，冷卻劑將通過一回路系統(tǒng)內(nèi)外壓差作用經(jīng)ADS－4閥門支管噴放至安全殼內(nèi)，反應(yīng)堆壓力容器內(nèi)液位將迅速降低。當(dāng)液位降至熱段部分淹沒時(shí)，冷卻劑主要通過豎直管夾帶作用排出，反應(yīng)堆壓力容器內(nèi)液位降低速率將顯著減小，它將使RCS壓力迅速降低。如果RCS壓力仍高于IRWST安注壓力，則反應(yīng)堆壓力容器內(nèi)液位將會(huì)繼續(xù)降至低于熱段，那時(shí)反應(yīng)堆壓力容器內(nèi)的冷卻劑流失過程主要由上腔室夾帶主導(dǎo)。與普通池式夾帶相比，反應(yīng)堆上腔室堆內(nèi)構(gòu)件棒束一方面將會(huì)減小汽液混合物的流通面積，對(duì)夾帶過程起促進(jìn)作用，另一方面它將會(huì)對(duì)夾帶起的液柱或液滴起到沉積作用，使夾帶量顯著減少。在反應(yīng)堆上腔室夾帶作用下，反應(yīng)堆壓力容器內(nèi)液位將繼續(xù)降低直至IRWST開始重力注射。
圖1 ADS－4閥門噴放卸壓原理Fig.1 Blowdown and depressurization mechanism of ADS－4
1.2 模化目標(biāo)
本實(shí)驗(yàn)?zāi)康氖悄M在ADS－4閥門開啟后支管及反應(yīng)堆上腔室的冷卻劑夾帶率及RCS降壓速率。模化的目的是獲得與上述現(xiàn)象相關(guān)的無量綱準(zhǔn)則數(shù)，確定實(shí)驗(yàn)臺(tái)架幾何參數(shù)及熱工水力參數(shù)。基于此目的，可將模化內(nèi)容分為3部分：1）ADS－4閥門支管夾帶模化；2）反應(yīng)堆上腔室夾帶及沉積模化；3）RCS降壓模化。
2 ADS－4閥門夾帶卸壓模化分析
2.1 ADS－4閥門支管夾帶模化
ADS－4閥門管線T型支管夾帶過程如圖2所示。在特定管道幾何參數(shù)及氣相流量的情況下，不斷提高水平管內(nèi)液位直至臨界，那時(shí)少量液滴開始由于伯努利效應(yīng)從T型管夾帶出去，對(duì)應(yīng)的水平管內(nèi)氣體腔室高度為hb。ADS－4閥門夾帶過程主要與熱段液位及氣液流量有關(guān)。在特定的幾何參數(shù)下氣液流量的不同主要表現(xiàn)為水平熱段和ADS－4閥門豎直支管內(nèi)流型的不同，故流型是影響夾帶過程的重要因素。應(yīng)保證實(shí)驗(yàn)和原型在相同相對(duì)液位高度下發(fā)生流型轉(zhuǎn)換。Taitel等［5］提出水平管內(nèi)的流型轉(zhuǎn)換可通過管內(nèi)相對(duì)液位HL／D和氣相弗勞德數(shù)Frg表示，即：
式中：jg為氣相表觀速度；ρg為氣體密度；Δρ為氣液相之間的密度差；g為重力加速度；D為熱段直徑；HL為熱段內(nèi)的液位。式（1）適用于分層流、間歇流、環(huán)狀流之間的轉(zhuǎn)換。
圖2 T型支管夾帶示意圖Fig.2 Schematic of Tee branch line entrainment
實(shí)驗(yàn)和原型相對(duì)液位相同時(shí)，有（HL／D）R＝1（下標(biāo)“R”表示實(shí)驗(yàn)與原型參數(shù)之比）。故流型轉(zhuǎn)換模化主要體現(xiàn)在氣體弗勞德數(shù)的相似，即：
在物性相似的情況下上式可簡(jiǎn)化為：
實(shí)驗(yàn)和原型熱段內(nèi)相對(duì)液位相等時(shí)空泡份額相等，故上式也可表示為：
式中，ug為熱管段內(nèi)氣相實(shí)際速度。質(zhì)量守恒方程可表示為：
將式（6）代入式（5）可得實(shí)驗(yàn)和原型氣體質(zhì)量流量之比與直徑比的關(guān)系為：
在AP1000 10in（254mm）冷段小破口LOCA序列中［6－7］，根據(jù)Hewitt和Roberts流型圖［8］，可判定在ADS－4閥門開啟后支管內(nèi)流型實(shí)現(xiàn)從攪混流向環(huán)狀流的過渡，最終將穩(wěn)定在環(huán)狀流。應(yīng)使實(shí)驗(yàn)和原型ADS－4閥門支管內(nèi)的流型及流型轉(zhuǎn)換相似。Ishii提出豎直管內(nèi)攪混流和環(huán)狀流之間的轉(zhuǎn)換準(zhǔn)則［9］：
其中：jg，b為支管氣相表觀流速；d為ADS－4閥門支管直徑；α為空泡份額。對(duì)上式進(jìn)行變形可得：
從上式可看出，在支管α相同時(shí)，豎直支管內(nèi)流型轉(zhuǎn)換相似主要體現(xiàn)在氣體弗勞德數(shù)相等，則：
此外，為保證夾帶過程相似，還應(yīng)保證實(shí)驗(yàn)和原型的無量綱夾帶起始高度及夾帶率一致。本文使用RELAP5程序所采用的Smoglie等開發(fā)的模型。無量綱夾帶起始高度和Smoglie夾帶起始模型［10］分別表示為：
式中，hb為夾帶起始時(shí)氣體腔室高度。合并式（10）～（12），并簡(jiǎn)化可得：
T型支管夾帶率一般通過支管含汽率體現(xiàn)，并且通常表示成h／hb的形式。本文中夾帶率模型采用Schrock等［11］開發(fā)的模型，該模型同樣被RELAP5程序采用，即：
故由式（11）可知，在熱段內(nèi)相對(duì)液位相等時(shí)實(shí)驗(yàn)和原型夾帶率相似自然成立，并有：
ADS－4閥門支管與反應(yīng)堆壓力容器之間的距離決定熱段流動(dòng)充分發(fā)展程度，對(duì)夾帶結(jié)果有重要影響，應(yīng)保證實(shí)驗(yàn)和原型之間ADS－4閥門支管位置的幾何相似，故有如下模化準(zhǔn)則成立［2］：
式中，Lhotleg／Tee為反應(yīng)堆壓力容器與ADS－4閥門支管之間的距離。
2.2 ADS－4閥門卸壓過程模化
將與ADS－4閥門連通的反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)氣液區(qū)域作為一個(gè)控制體，則質(zhì)量守恒方程可表示為：
相對(duì)于堆芯衰變熱，在小破口LOCA序列中ADS－4閥門開啟時(shí)蒸汽發(fā)生器冷阱傳熱作用和控制體熱損失均很小，可忽略不計(jì)，蒸汽、水的能量守恒方程分別表示為：
式中：h為焓；e為比內(nèi)能；qcore為堆芯余熱；p為壓力；v為比體積；τi為相間摩擦力；εi為氣液之間焓差。式（19）等號(hào)右邊第3項(xiàng)表示相間摩擦耗散功；第4項(xiàng)表示通過相界面Ai傳遞的熱量；第5項(xiàng)表示相變引起的能量傳遞。
將式（19）和（20）相加，整理得：
其中：hADS＝xhg，ADS＋（1－x）hl，ADS；U為控制體內(nèi)能，U＝Me；V為體積。
對(duì)混合物動(dòng)能變化率項(xiàng)做進(jìn)一步分解可得：
氣液混合物內(nèi)能項(xiàng)可用下式表示：
控制體體積固定不變，所以有：
假設(shè)安注水的焓均相等，將式（22）～（24）代入式（21），并將內(nèi)能表示為壓力和比體積的函數(shù)，整理可得：
在ADS－4閥門開啟至開始IRWST重力注射期間，控制體內(nèi)動(dòng)能隨時(shí)間的變化率主要受經(jīng)由ADS－4閥門支管的氣液流量變化的影響。由典型的小破口LOCA工況［7］可估算控制體動(dòng)能變化率約為104W量級(jí)，遠(yuǎn)小于事故序列對(duì)應(yīng)的堆芯衰變功率（約107W），故在本模化中忽略控制體動(dòng)能變化率項(xiàng)，即式（25）的最后一項(xiàng)。能量守恒方程最終表示為降壓速率形式：
在利用初始條件對(duì)守恒方程各參數(shù)進(jìn)行無量綱化后，可得無量綱守恒方程：
時(shí)間常數(shù)τ和主要無量綱Π組表示為：
其中，下標(biāo)o表示各參數(shù)的初始值。欲使實(shí)驗(yàn)和原型降壓速率過程相似，需保證：
在初始?jí)毫o相等及物性相似的條件下，上式可簡(jiǎn)化為：
將式（16）代入式（33），可計(jì)算實(shí)驗(yàn)和原型的功率比為：
時(shí)間常數(shù)可用反應(yīng)堆壓力容器與ADS－4閥門支管之間的距離Lhotleg／Tee與熱段氣相流速ug之比表示，因此，由式（5）和（17）可得：
將上式代入式（29），可計(jì)算實(shí)驗(yàn)和原型的體積比為：
2.3 反應(yīng)堆上腔室夾帶模化
把反應(yīng)堆上腔室看成1個(gè)控制體，如果將冷卻劑看成是不可壓縮的，則在ADS－4閥門開啟至開始IRWST重力注射期間反應(yīng)堆上腔室質(zhì)量守恒方程可表示為：
其中：aup為反應(yīng)堆上腔室流通面積；z為液位垂直高度；等號(hào)右邊各項(xiàng)分別為安注流量、堆內(nèi)構(gòu)件的沉積率流量、反應(yīng)堆上腔室水夾帶流量、汽化量。
利用邊界條件及初始條件對(duì)上式各參數(shù)進(jìn)行無量綱化，可得以下各式：
其中，H為堆芯上板與熱段底端的垂直高度。
將上述各無量綱參數(shù)代入質(zhì)量守恒方程，可計(jì)算反應(yīng)堆上腔室內(nèi)液位變化率為：
其中：
在反應(yīng)堆上腔室夾帶中，可將無量綱夾帶率表示為夾帶起的液體流量與氣體流量之比，即：
式中，jl，up和jg，up分別為反應(yīng)堆上腔室夾帶水和蒸汽的表觀速度。反應(yīng)堆上腔室夾帶率為：
將上式代入式（39）可得：
在堆芯上板至熱段高度范圍內(nèi)，反應(yīng)堆上腔室夾帶過程與池式夾帶過程類似，可用經(jīng)典的Ishii池式夾帶模型［12］近似描述。在實(shí)際AP1000反應(yīng)堆中，蒸汽流量較大，它屬于動(dòng)量控制區(qū)中的高氣量區(qū)，而Ishii池式夾帶模型中未給出此區(qū)域的具體表達(dá)式。此外，反應(yīng)堆上腔室內(nèi)堆內(nèi)構(gòu)件造成的夾帶沉積作用會(huì)使上腔室夾帶特性明顯不同于普通池式夾帶，特別是沉積作用起主導(dǎo)作用的沉積控制區(qū)，池式夾帶模型已不再適用，故在此只進(jìn)行近液面區(qū)的模化。在近液面區(qū)高度范圍內(nèi)，Ishii池式夾帶模型的無量綱夾帶率表示為：
將式（42）、（43）聯(lián)立可得：
堆芯衰變熱主要用于將安注水加熱到飽和并提供飽和水的汽化潛熱，故反應(yīng)堆內(nèi)能量守恒方程可表示為：
式中：hfg為飽和水的汽化潛熱；Δhsub為將安注水加熱至飽和所需的焓。在物性相似及安注水過冷度相同情況下：
在池式夾帶過程中，堆芯上板流體流動(dòng)區(qū)域可分為邊緣區(qū)域和中心區(qū)域。在邊緣區(qū)域夾帶起的液滴在進(jìn)入到熱段過程中，主要通過反應(yīng)堆壓力容器壁面沉積而不經(jīng)過堆內(nèi)構(gòu)件。中心區(qū)域夾帶出的水則需經(jīng)過至少1行堆內(nèi)構(gòu)件的沉積作用，對(duì)夾帶量造成影響。應(yīng)考慮實(shí)驗(yàn)和原型中的堆芯上板的流量分配相似以保證夾帶沉積的相似，即應(yīng)滿足［13］：
式中：aperi為堆芯上板邊緣區(qū)域面積；aucp為堆芯上板總流通面積。
2.4 實(shí)驗(yàn)臺(tái)架模化比例
本文的模化是以兩條熱段上ADS－4支管的噴放卸壓現(xiàn)象相同的假設(shè)為基礎(chǔ)的。在AP1000中，兩條ADS－4支管其中之一位于和穩(wěn)壓器相連的熱段上，并與非能動(dòng)余熱排出系統(tǒng)共用1條管線，又由于破口位置不確定等因素會(huì)使兩條ADS－4支管的夾帶卸壓特性有所差異。模化分析中對(duì)流經(jīng)兩條熱段的蒸汽流量進(jìn)行了均分，是對(duì)夾帶卸壓過程的簡(jiǎn)化處理。
模型和原型幾何比例過小可能會(huì)造成某些局部現(xiàn)象的失真。一般來說，試驗(yàn)臺(tái)架幾何參數(shù)越接近實(shí)際尺寸越能反映實(shí)際工況，考慮到實(shí)驗(yàn)室電功率等實(shí)驗(yàn)條件和實(shí)驗(yàn)經(jīng)費(fèi)的限制，將本實(shí)驗(yàn)臺(tái)架直徑比和高度比選定為1∶5.6，可得到如表1所列的模化比例。模化分析中涉及的ADS－4閥門支管夾帶模化、反應(yīng)堆上腔室夾帶及沉積模化和RCS降壓模化均能完全模擬，此外，模化分析涉及的流型轉(zhuǎn)換也能模擬。在大直徑支管夾帶過程中往往會(huì)出現(xiàn)T型管處液體回流的現(xiàn)象，管徑不同，回流的程度也不同，對(duì)管徑進(jìn)行縮比后，會(huì)造成回流現(xiàn)象的部分失真。因不是本文研究重點(diǎn)，該模化分析只能對(duì)T型管處的回流等現(xiàn)象進(jìn)行部分模擬。
表1 ADS－4閥門夾帶卸壓實(shí)驗(yàn)?zāi)；Y(jié)果Table 1 Result of ADS－4entrainment and depressurization scaling analysis
3 結(jié)論
本文對(duì)AP1000ADS－4閥門噴放卸壓進(jìn)行了模化分析，主要對(duì)ADS－4閥門支管夾帶、ADS－4閥門卸壓過程和反應(yīng)堆上腔室夾帶進(jìn)行模化，旨在最大限度還原AP1000小破口LOCA后的相關(guān)重要現(xiàn)象。在ADS－4閥門支管夾帶模化中，通過對(duì)水平熱段和ADS－4閥門支管流型轉(zhuǎn)換相似得到實(shí)驗(yàn)和原型的管徑與流量的關(guān)系。通過對(duì)控制體能量方程進(jìn)行無量綱模化分析實(shí)現(xiàn)實(shí)驗(yàn)和原型降壓速率的相似準(zhǔn)則。在反應(yīng)堆上腔室夾帶模化中，根據(jù)控制體質(zhì)量守恒方程和Ishii池式夾帶模型得到實(shí)驗(yàn)和原型反應(yīng)堆上腔室夾帶的相似準(zhǔn)則。通過選擇適當(dāng)?shù)哪；壤罱K得到實(shí)驗(yàn)臺(tái)架的幾何及熱工水力參數(shù)。
［1］ 林誠(chéng)格.非能動(dòng)安全先進(jìn)壓水堆核電技術(shù)［M］.北京：原子能出版社，2010：455－481.
［2］ WELTER K B，WU Q，YOU Y，et al.Experimental investigation and theoretical modeling of liquid entrainment in a horizontal tee with a vertical－up branch［J］.International Journal of Multiphase Flow，2004，30（12）：1 451－1 484.
［3］ REYES J N，HOCHREITER L.Scaling analysis for the OSU AP600test facility（APEX）［J］.Nuclear Engineering and Design，1998，186（1－2）：53－109.
［4］ WELTER K B.Liquid entrainment at an upward oriented vertical branch line from a horizontal pipe［D］.US：Oregon State University，2002.
［5］ TAITEL Y，DUKLER A E.A model for predicting flow regime transition in horizontal and near horizontal gas－liquid flow［J］.AlChE Journal，1976，22（1）：47－55.
［6］ YANG J，WANG W W，QIU S Z，et al.Simulation and analysis on 10－in.cold leg small break LOCA for AP1000［J］.Annals of Nuclear Energy，2012，46：81－89.
［7］ WANG W W，SU G H，MENG Z M，et al.Analyses of liquid entrainment through ADS－4in AP1000during a typical small break LOCA transient［J］.Annals of Nuclear Energy，2013，60：195－201.
［8］ 徐濟(jì)鋆.沸騰傳熱和氣液兩相流［M］.北京：原子能出版社，2001：20－21.
［9］ MISHIMA K，ISHII M.Flow regime transition criteria for upward two－phase flow in vertical tubes［J］.Int J Heat Mass Transfer，1984，27（5）：723－737.
［10］RELAP5Code Development Team.RELAP5／MOD3code manual［R］.Idaho Falls：Idaho National Laboratory，1995.
［11］SCHROCK V E，REVANKAR S T，MANNHEIMER R.Small break discharge－the roles of vapor and liquid entrainment in a stratified twophase region upstream of the break［R］.US：Nuclear Regulation Commission，1986.
［12］KATAOKA I，ISHII M.Mechanistic modeling of pool entrainment phenomenon［J］.Int J Heat Mass Transfer，1984，27（11）：1 999－2 014.
［13］WELTER K B，BAJOREK S M，REYES J N，et al.APEX－AP1000confirmatory testing to support AP1000design certification（non－proprietary）［R］.US：Nuclear Regulation Commission，2005.
Analysis of ADS－4 Entrainment and Depressurization Experiment Scaling for AP1000
SUN Du－cheng1，2，TIAN Wen－xi1，2，QIU Sui－zheng1，2，SU Guang－h(huán)ui1，2，ZHANG Peng3，LIU Jian－chang1，2，MA Ying－ying1，2
（1.State Key Laboratory on Multiphase Flow in Power Engineering，Xi’an Jiaotong University，Xi’an710049，China；
2.School of Nuclear Science and Technology，Xi’an Jiaotong University，Xi’an710049，China；
3.State Nuclear Power Technology R＆D Center，Beijing100190，China）
In this paper，the limited diameter，reduced height and scaling analysis with identical working fluid were conducted on AP1000ADS－4entrainment and depressurization process，which consisted of ADS－4branch line entrainment scaling，RCS depressurization scaling and reactor upper plenum entrainment scaling.The reasonable dimensionless criteria of relative thermal－h(huán)ydraulic phenomenon were chosen and derived by analyzing conservation equations.Experimental geometric and thermal－h(huán)ydraulic parameters were finally obtained.
experiment scaling；ADS－4branch line entrainment；RCS depressurization；reactor upper plenum entrainment
TL333
A
：1000－6931（2015）02－0285－07
10.7538／yzk.2015.49.02.0285
2013－11－16；
2014－01－09
大型先進(jìn)壓水堆核電站重大專項(xiàng)課題資助項(xiàng)目（2011ZX06004－007）
孫都成（1988—），男，山東費(fèi)縣人，博士研究生，核科學(xué)與技術(shù)專業(yè)
猜你喜歡
小獼猴智力畫刊(2022年9期)2022-11-04 02:31:42
流程工業(yè)(2022年3期)2022-06-23 09:41:08
煤氣與熱力(2021年3期)2021-06-09 06:16:18
小哥白尼(趣味科學(xué))(2019年6期)2019-10-10 01:01:50
測(cè)控技術(shù)(2018年9期)2018-11-25 07:45:00
石油化工自動(dòng)化(2018年5期)2018-11-14 02:34:30
發(fā)明與創(chuàng)新(2016年38期)2016-08-22 03:02:52
太空探索(2016年5期)2016-07-12 15:17:55
汽車維護(hù)與修理(2015年2期)2015-02-28 12:15:41
中學(xué)科技(2014年11期)2014-12-25 07:38:53
