多个两流体程序耦合的核电站系统热工水力建模及仿真研究
核电站中的热工水力系统分析
核电站中的热工水力系统分析热工水力系统是核电站中至关重要的系统之一，它在核反应堆运行过程中起着关键的作用。
本文将对核电站中的热工水力系统进行分析，旨在深入探讨该系统的工作原理、问题及解决方案。
一、热工水力系统的工作原理热工水力系统是核电站中用于传输热能的重要系统。
它通过水循环的方式将核反应堆中产生的热能转化为其他形式的能量供应给电力发电系统。
核电站的热工水力系统主要由冷却剂回路和蒸汽回路两部分组成。
冷却剂回路负责将核反应堆中的热能带走，并通过冷却塔将冷却剂冷却后再循环使用。
蒸汽回路将冷却剂中的热能转化为蒸汽，并通过汽轮发电机组产生电力。
二、热工水力系统存在的问题然而，核电站中的热工水力系统也存在一些问题，这些问题可能对核电站的运行效率和安全性产生影响。
1. 冷却剂泄漏问题在核反应堆运行过程中，由于各种原因，冷却剂可能会发生泄漏。
冷却剂泄漏不仅会导致核反应堆无法正常工作，还可能对环境造成严重污染。
为了解决这个问题，核电站需要建立完善的监测系统，及时发现并修复冷却剂泄漏。
此外，应加强对冷却剂管道的检修和维护工作，确保其正常运行。
2. 蒸汽回路效率低下核电站中的蒸汽回路在转化热能为电能的过程中存在能量损失的问题，导致整个系统的效率下降。
针对蒸汽回路效率低下的问题，可以考虑采用高效的汽轮发电机组，并优化蒸汽回路的结构和设计，减少能量损失。
3. 热能传输效果不佳在冷却剂回路中，热能的传输效果对核电站的运行效率至关重要。
如果在热能传输过程中存在能量损失或热能无法充分利用的问题，将会导致核电站的能量损失和运行效率下降。
为了解决热能传输效果不佳的问题，可以考虑加强对热交换设备的维护和管理，确保其正常运行。
此外，还可以采用先进的热能传输技术，提高热能的利用效率。
三、热工水力系统的解决方案针对核电站中热工水力系统存在的问题，可以采取以下解决方案：1. 强化监测与维护建立健全的冷却剂泄漏监测系统，及时发现并修复冷却剂泄漏问题。
基于热工水力程序cosFlow的消防系统仿真
基于热工水力程序cosFlow的消防系统仿真
邓朝霞;林萌;陈玉昇;杨燕华
【期刊名称】《计算机仿真》
【年(卷),期】2022(39)4
【摘要】AP1000中消防系统是核电站中的一个子系统,其主要作用包括探测火灾及灭火,为失效时CCS(设冷水系统)中的热交换器提供冷却和安全喷淋等。
上述系统主要由火灾探测和报警设备、消防水供给设备、自动和手动灭火设备等组成。
通过COSINE中的热工水力程序cos Flow对其进行建模仿真,模拟了三种不同稳态运行工况下的消防系统,分别为稳态运行模式、消防水喷淋以及失去交流电的消防水喷淋。
模拟计算结果表明,cosFlow模拟结果与设计值之间误差较小,均在5%以内,能够满足仿真的精度要求。
【总页数】4页(P227-230)
【作者】邓朝霞;林萌;陈玉昇;杨燕华
【作者单位】上海交通大学核科学与工程学院
【正文语种】中文
【中图分类】TP391.9
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热电耦合换热器热设计理论及数值模拟研究
热电耦合换热器热设计理论及数值模拟研究一、热电耦合换热器的概述热电耦合式换热器是一种在过程控制应用中常见的换热器类型，它利用热电耦合产生的电势差来测量温度和进行温差控制。
它的结构由两部分组成，一部分称为热电偶，用于测量热源和冷源的温度；另一部分称为热电极，用于测量热电偶间的温差。
热电耦合式换热器在化工、能源、冶金等领域应用广泛，但其设计难度较大。
二、热电耦合换热器热设计理论热电耦合换热器的热设计理论主要包括传热、热电、流体力学和机械设计等方面。
传热方面，主要是热电波导的传热理论，可以通过热电特性、热电偶位置以及流体参数等因素来确定热电波导的热输运和稳定性。
热电方面，主要是热电耦合的产生和测量原理及其对传热性能的影响。
流体力学方面，主要是液体或气体流动特性对热电耦合换热器的影响，以及流体阻力和热传递等参数的计算。
机械设计方面，主要是热电耦合换热器的结构设计和材料选择，以保证其稳定性和耐用性。
三、热电耦合换热器数值模拟研究热电耦合换热器数值模拟是基于计算机仿真技术的研究方法，通过建立热电耦合换热器的数学模型和物理模型，然后模拟其运行过程，以预测其热传递性能、流体流动行为和热电特性等，为热电耦合换热器的设计和优化提供科学依据。
数值模拟方法主要有有限元法、有限体积法和连续介质模型等，其中前两种方法在工程实践中应用最为广泛。
通过模拟热电耦合换热器的各项参数，可以提高设备的运行效率，降低能耗和排放。
四、热电耦合换热器应用案例热电耦合换热器广泛应用于化工、能源、冶金、食品加工等领域的传热过程中。
例如，在化工领域，采用热电耦合式换热器可以实现高效、精确、稳定的热量传递，适用于各种化学反应的控制和生产过程。
在能源领域，如核反应堆冷却系统中，热电耦合换热器也被广泛采用，以实现热量的最大化利用和稳定的运行。
此外，在食品加工行业中，热电耦合式换热器也可以应用于温度控制和保温。
总之，热电耦合换热器是一种应用广泛的换热器类型，具有高效、精确、稳定的特点，但其设计难度较大。
核电站给水加热器建模仿真
中 图分 类 号 ： Ｔ Ｋ６ ５ ７ ． ５ 文 献 标 志码 ： Ａ 文章编号 ： １ ０ ０ ０ － ６ ９ ３ １ （ ２ ０ １ ４ ） ０ ２ — ０ ３ １ ０ — ０ ８
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核动力二回路热力系统优化研究
核动力二回路热力系统优化研究发布时间：2022-10-24T01:56:37.945Z 来源：《当代电力文化》2022年12期作者：王稳、冯海洋[导读] 热力系统是以一系列热力循环为基础，与各种管道管件、汽轮机和蒸汽发生器相连，形成一个完整的热力系统。
反应堆产生的的热能先转化为机械能，再转化为电能，部分热能还用于加热。
王稳、冯海洋山东核电有限公司265100摘要：热力系统是以一系列热力循环为基础，与各种管道管件、汽轮机和蒸汽发生器相连，形成一个完整的热力系统。
反应堆产生的的热能先转化为机械能，再转化为电能，部分热能还用于加热。
在此基础上，本文作者根据以往的工作经验，分析了改善核电站二回路热状态的参数，并对改善核电站二回路热状态的行动进行了展望，让核电站可以在以后的实际工作中得到参考。
关键词：核动力二回路；热力系统引言为提高热效率，由再热循环和回热循环组成的饱和蒸汽朗肯循环被广泛应用于反应堆核电站二回路热回路中。
该系统主要由二回路、高压汽轮机、汽水分离再热器、低压汽轮机、凝汽器、低压加热器、高压加热器组成。
其中，汽水分离再热器主要由分离器和两级加热器组成，一级加热器采用高压缸抽气加热，二级加热器采用新蒸汽加热。
高低压给水加热器广泛使用表面换热器和混合除氧加热器。
高压热水器由高压缸的抽汽加热，低压热水器由低压缸抽汽加热。
高压水加热法将水逐级加热，最后进入脱气机，低压热水器进水法加热，最后进入冷凝器。
1.核电二回路主要设备蒸汽发生器产生的饱和蒸汽进入高压缸做功，做功后的泛汽离开高压缸进入汽水分离再热器。
汽水分离再热器的作用是减少低压湿汽缸长叶片中湿气的磨损、腐蚀和损失，改善低压汽缸的工作条件。
抽汽加热系统由四级低压加热器、两级高压加热器和一个混合式除氧器组成。
抽汽加热系统的主要目的是在凝汽器中的凝结水进入蒸汽发生器前，利用汽轮机抽汽进行加热，以提高汽轮机热循环效率。
在此过程中，还使用除氧器去除水中的氧气和其他不可冷凝气体，以最大限度地提高水质。
浅谈核电领域中的热工水力分析程序
浅谈核电领域中的热工水力分析程序作者：刘强来源：《现代企业文化·理论版》2015年第11期中图分类号：TK264.1 文献标识：A 文章编号：1674-1145（2015）06-000-02摘要核电领域中的热工水力分析程序对于了解核电厂设计参数具有重要意义，并且随着核电技术的发展，热工水力分析程序在核电厂运行系统中所占据的地位也越来越重要。
本文通过对核电领域中的热工水力分析程序进行探究，比较了几种较为典型的热工水力分析程序的功能及其应用范围。
经过对比研究，本文指出了热工水力分析程序保守估算方法与最佳估算方法的特点，以及二者之间存在的差异，阐述了热工水力分析程序与堆芯物理计算程序及流体力学程序耦合的应用及意义，旨在对我国热工水力分析程序的现状以及未来发展趋势提供相应的理论依据。
关键词热工水力核电分析程序前言：核电领域当中，热工水力分析程序主要是以反应堆的流体为研究对象，对反应堆热工水力的流动、传热等特性进行分析。
热工水力分析可以确定核电厂设计参数，并且对当下核电厂运行状态进行分析，从而研究各种事故的物理现象，作出相应的预防措施。
热工水力分析程序是核电厂进行安全分析的重要工具，也是进行反应堆设计的重要参照工具，其在核电厂计算程序占据重要比重。
核电厂当中，反应堆的热工水力分析程序可以计算反应堆冷却剂丧失事故、核电厂断电事故、蒸汽发生器传热管破裂等多种工况，热工水力分析程序的计算结果对于核电厂的设计和运行以及安全生产等方面具有重要意义。
因此，核电领域中的热工水力分析程序，必须得到足够的重视，这对于我国核电领域的发展来说，意义重大。
一、热工水力分析程序在核电领域的应用计算机程序是核电站设计以及审评的重要手段，其在核设计、核辐射分析、热工水力分析方面具有广泛的应用，据统计，计算机程序经过近五十多年的发展，截止2014年，用于核电站的计算程序将近1800个。
反应堆热工水力分析程序是热工水力分析程序在核电领域应用的一个典型代表，它是获取核电厂设计参数的重要依据。
核反应堆设计中的热工水力学研究
核反应堆设计中的热工水力学研究在当今能源需求不断增长和环境保护日益重要的背景下，核反应堆作为一种高效、清洁的能源来源，受到了广泛的关注和研究。
而在核反应堆的设计中，热工水力学是一个至关重要的领域，它对于确保反应堆的安全、稳定和高效运行起着关键作用。
热工水力学主要研究核反应堆内的热量传递、流体流动以及与之相关的物理现象和过程。
简单来说，就是要弄清楚反应堆内部的热能如何产生、如何传递，以及冷却剂（通常是水）如何流动来带走这些热量。
在核反应堆中，燃料芯块会通过核裂变反应产生大量的热能。
如果这些热能不能及时有效地被带走，就会导致燃料温度过高，甚至可能引发堆芯熔毁等严重事故。
因此，设计合理的冷却系统，保证热量的快速、均匀传递，是核反应堆设计的首要任务之一。
冷却剂的流动特性是热工水力学研究的一个重要方面。
冷却剂在反应堆内的流动速度、压力分布、流动阻力等都会影响热量传递的效率。
为了优化冷却剂的流动，研究人员需要通过理论分析、实验研究和数值模拟等手段，深入了解流动规律，并据此设计合适的流道结构和管道布局。
传热过程也是热工水力学的核心研究内容之一。
在核反应堆中，热量主要通过热传导、热对流和热辐射三种方式传递。
其中，热传导是指热量在燃料芯块内部的传递；热对流则是指冷却剂通过流动带走燃料表面的热量；热辐射在高温下也会有一定的作用，但相对较小。
研究人员需要准确地计算和预测各种传热方式的贡献，以评估反应堆的热性能。
在核反应堆的设计中，热工水力学的研究还需要考虑许多复杂的因素。
例如，燃料元件的几何形状和排列方式会影响热量的产生和传递；反应堆的功率水平不同，热工水力学特性也会有所差异；运行工况的变化，如功率的升降、冷却剂流量的改变等，也会对反应堆的热工性能产生影响。
为了研究这些问题，科学家们采用了多种方法。
实验研究是其中的重要手段之一。
通过在实验装置中模拟核反应堆的运行条件，可以直接测量各种参数，获取真实的数据。
然而，实验研究往往受到成本高、周期长、条件受限等因素的制约。
核工程中的流体动力学性能分析与仿真
核工程中的流体动力学性能分析与仿真核工程中的流体动力学性能分析与仿真一、引言核能作为一种清洁、高效的能源，被广泛应用于发电、军事和医疗等领域。
在核工程中，流体动力学性能的分析与仿真是非常重要的。
通过对流体的运动、压力、温度等参数的模拟与分析，可以帮助工程师设计和改进核工程系统，提高其安全性和性能。
本文将介绍核工程中流体动力学性能分析与仿真的相关内容。
二、流体动力学性能分析的重要性在核工程系统中，流体动力学性能的分析是非常重要的。
首先，流体动力学性能的分析可以帮助工程师了解流体在系统中的运动规律，包括流速、流向、压力分布等。
这些信息对工程师设计和优化系统非常有帮助。
其次，流体动力学性能的分析可以帮助工程师预测系统在不同工况下的运行状态，包括正常运行、事故情况等。
这有助于工程师评估系统的安全性和可靠性。
最后，流体动力学性能的分析可以帮助工程师识别并解决系统中可能出现的问题，以及对系统进行改进和优化。
三、流体动力学性能分析的方法在核工程中，流体动力学性能的分析可以采用数值模拟的方法。
数值模拟是通过离散化流场、边界条件和物理方程，将流场的运动模拟成一系列有限的时间步骤。
常用的数值模拟方法包括有限元法、有限体积法和有限差分法等。
这些方法可以通过计算机仿真来模拟和分析流体在系统中的运动。
四、流体动力学性能仿真的应用在核工程中，流体动力学性能的仿真广泛应用于以下方面。
1. 反应堆内部流动分析：反应堆是核工程系统的核心部分，其中的流体动力学性能对反应堆的性能和安全性有着重要影响。
通过对反应堆内部流动的仿真，可以优化冷却剂的流动路径，提高冷却效果，同时减少流体的压力损失。
2. 核燃料组件的流动分析：核燃料组件是核反应堆中的重要部件，其中的流体动力学性能对燃料的热传导和冷却起着关键作用。
通过对核燃料组件中流体的流动进行仿真，可以评估燃料的冷却效果，同时优化组件的设计以提高热传导效率。
3. 压力容器和管道系统的分析：在核工程系统中，压力容器和管道系统承受着高压和高温的工况，其流体动力学性能的仿真对系统的安全性至关重要。
核电站热力系统的建模与仿真研究
核电站热力系统的建模与仿真研究随着全球对清洁能源的需求日益增长，核电站作为一种可靠且低碳的能源，受到了广泛的关注和应用。
核电站的热力系统是保证核反应堆正常运行的关键部分，对于提高核电站的安全性和效率具有重要意义。
本文将探讨核电站热力系统的建模与仿真研究，为核电站的运行和优化提供指导。
一、研究背景核电站热力系统是指核反应堆和功率转换系统之间的热力传递和能量转化过程。
它包括核反应堆冷却剂的循环、蒸汽发生装置的运行和蒸汽再压缩等。
准确建模和仿真核电站热力系统对于分析热力参数、优化运行方案和预防事故具有重要意义。
二、建模方法1. 传热传质模型：研究核电站热力系统需要建立传热传质模型，包括冷却剂流动模型和换热器模型。
流动模型可以考虑流体的密度、动力学参数、流速分布等，在此基础上预测冷却剂的流态和速度分布。
换热器模型可利用传热和传质方程，考虑冷却剂、热源和换热器之间的传热和传质过程，预测换热器的热效率和压力损失。
2. 系统动力学模型：核电站热力系统是一个复杂的非线性多变量系统，建立动力学模型是实现仿真研究的关键。
可以通过状态空间方程描述系统的动态行为，并考虑温度、压力、流速等参数的相互作用。
同时，可以应用控制理论和稳定性分析方法，研究系统的稳定性和响应性。
三、仿真平台建立核电站热力系统的仿真平台是进行仿真研究的必要条件。
常用的仿真平台包括MATLAB/Simulink、ASPEN Plus、TRNSYS等。
这些平台具有强大的建模和仿真功能，可以支持多物理学耦合、多设备联合仿真，并提供丰富的计算和分析工具。
通过在仿真平台上建立核电站热力系统的数学模型和物理模型，可以模拟系统在不同工况下的运行情况，优化控制策略并预测系统的性能。
四、仿真研究内容1. 事故分析：通过建立核电站热力系统的仿真模型，可以模拟和分析各类事故情况，如管道破裂、泄漏、设备故障等，预测事故的发展趋势和影响范围。
针对事故情况，可以在仿真平台上实现事故预警和智能控制，提高核电站的安全性和应急能力。
结构与流体耦合的复杂系统建模与仿真
结构与流体耦合的复杂系统建模与仿真在现代工程中，许多复杂系统具有结构和流体耦合特性，例如：飞机、汽车、建筑物、桥梁等。
采用结构和流体耦合的方法，可以更真实地反映实际的物理现象，从而更全面地分析和设计这些系统。
因此，本文将探讨结构与流体耦合的复杂系统建模与仿真。
一般情况下，结构和流体的耦合是双向的，即结构的运动会影响流体的流动，而流体的流动也会影响结构的运动。
因此，精确地描述这种系统需要建立一个耦合模型，包含结构方程和流体方程，同时考虑两者之间的相互作用。
对于结构方程，最基本的模型是弹性模型，采用有限元方法进行建模和分析。
弹性模型通常包括结构的几何形状、材料性质、边界条件等。
在建立结构方程时，需要考虑流体作用对结构的影响。
例如，在风洞实验中，流体强度和方向都会影响结构的形变和振动，因此需要将流体方程考虑在内。
对于流体方程，最基本的模型是Navier-Stokes方程，它描述了流体的运动和变形。
但是，这个方程很难在实际中求解，需要采用数值方法进行模拟。
数值方法包括有限体积法、有限元法、边界元法等。
其中有限体积法比较常用，因为它适用于不规则边界和复杂几何形状。
在建立耦合模型时，需要考虑结构和流体之间的相互作用。
一般有两种方法，即分别求解结构和流体方程，然后以一定方式进行耦合；或者将结构和流体方程一起求解，同时考虑它们之间的相互作用。
这两种方法在实际应用中都有广泛的应用。
为了验证耦合模型的准确性和可靠性，需要进行仿真。
仿真方法可以分为物理实验和数值模拟两种。
物理实验一般采用风洞实验、水力试验等，但它们成本较高，受到实验条件和环境的限制。
数值模拟包括CFD（Computational Fluid Dynamics）和FEA（Finite Element Analysis）等方法，它们可以在计算机上进行，不受位置和环境的限制。
采用数值模拟进行仿真时，需要特别注意模型的精度和稳定性，以确保结果的准确性。
结构与流体耦合的复杂系统建模和仿真是一个广泛的研究领域，需要综合运用力学、数学、计算机等多个学科的知识。
核工程中的流体动力学性能分析与仿真
核工程中的流体动力学性能分析与仿真是指利用流体动力学理论和仿真技术对核工程中流体流动行为进行研究和分析的工作。
核工程中的流体动力学性能分析与仿真是核能领域的重要研究内容，也是保障核设施安全运行和设计优化的关键技术之一。
本文将围绕核工程中的流体动力学性能分析与仿真展开讨论，对相关理论和应用进行探讨，以期为该领域的研究工作提供一定的参考与借鉴。
首先，我们需要了解核工程中的流体动力学性能分析与仿真的背景和意义。
核能作为清洁能源的重要组成部分，其发展受到世界各国的广泛关注和投入。
核工程作为核能利用的具体实施领域，其安全性和可靠性一直是人们关注的焦点。
而流体动力学性能分析与仿真技术正是为了揭示核工程中流体流动过程的复杂性，为安全设计和运行提供支撑。
在核工程中的流体动力学性能分析与仿真中，首要的问题是对流体动力学行为进行建模与模拟。
流体动力学模型是研究流体运动过程中物理规律和数学关系的抽象表达，通常采用Navier-Stokes方程作为基本方程。
核工程中流体的运动状态往往受到多种因素的影响，包括流体性质、边界条件、外部力等因素，需要通过建立合适的模型进行描述和分析。
在进行流体动力学性能分析与仿真时，常采用计算流体动力学（CFD）方法。
CFD方法是一种基于数值模拟的流体力学研究方法，通过在计算机上求解流体的动量、质量守恒方程等基本方程，分析流体流动的速度、压力、温度等参数。
CFD方法具有高精度、高效率的优点，已广泛应用于核工程中的流体动力学性能分析与仿真研究中。
此外，在核工程中的流体动力学性能分析与仿真中，还需要考虑辐射传热、传质等耦合问题。
核工程中常涉及高温、高压等极端条件下的流体流动，辐射传热和传质过程的影响不可忽视。
通过耦合流体动力学,传热传质等多物理场的仿真分析,可以更全面地了解核工程中复杂流体动力学性能。
另外，核工程中流体动力学性能分析与仿真还需要考虑不同工况下的流动特性。
核工程中常涉及正常运行、事故状态、突发事件等多种工况，不同工况下流体流动行为可能存在显著差异。
核电装置热工水力模型建立与优化
核电装置热工水力模型建立与优化核能作为一种清洁、高效的能源，在全球范围内得到了广泛应用。
核电装置热工水力模型的建立与优化，对于核电站的稳定运行和安全性能具有重要意义。
本文将就核电装置热工水力模型的建立和优化进行探讨。
一、核电装置热工水力模型的建立核电装置热工水力模型的建立是建立在核电装置内部流体运动及其与外部热源、热汇的相互作用之上的。
该模型主要包括以下几个方面：1. 核反应堆热力学模型：核反应堆是核电装置的核心部分，关系到核能的释放和转化。
核反应堆热力学模型主要描述反应堆内的核燃料的裂变、吸收、扩散等过程，并对燃料棒进行热工计算，以确定燃料棒内部的温度分布。
2. 蒸汽发生器模型：蒸汽发生器是将反应堆内的核能转化为蒸汽能的关键设备。
蒸汽发生器模型主要描述蒸汽和冷却剂之间的传热过程，以及冷却剂从反应堆出口进入蒸汽发生器的液相和汽相两相流动特性。
3. 主蒸汽管道模型：主蒸汽管道是将蒸汽从蒸汽发生器输送至汽轮机组的管道系统。
主蒸汽管道模型主要描述蒸汽在管道中的流动特性，包括压力变化、温度变化、流速分布等。
4. 冷却系统模型：核电装置的冷却系统包括冷却剂循环系统和冷却剂热汇系统。
冷却系统模型主要描述冷却剂在循环系统中的流动特性，以及冷却剂与热汇之间的传热过程。
5. 安全系统模型：核电装置的安全系统主要用于应对各种意外事故，以保障核电站的安全性能。
安全系统模型主要描述安全系统的工作原理和性能参数，以及在各种事故情况下，安全系统对核电装置热工水力参数的影响。
以上是核电装置热工水力模型的主要内容，通过对这些模型的建立和完善，可以有效地预测和调控核电装置的热工水力参数，提高核电站的稳定性和安全性能。
二、核电装置热工水力模型的优化核电装置热工水力模型的优化是为了提高核电装置的运行效率和经济性。
以下是一些常见的优化方法：1. 优化燃料棒布置：通过优化燃料棒的布置方式，可以改善燃料棒之间的热工水力特性分布，减少燃料棒之间的温度非均匀性，提高核电装置的热效率。
核电站给水加热器建模与仿真
核电站给水加热器建模与仿真刘洪涛;彭敏俊;田兆斐;薛若军【摘要】核电站中所应用的给水加热器的建模是核电厂热力系统仿真的重要组成部分.文中建立了核电机组给水加热器双区多节点动态数学模型,并利用大亚湾核电站和秦山二期核电站中使用的高压给水加热器数据进行了稳态验证,仿真值与设计值相对误差在1%以内.在此基础上,利用所建模型研究了大亚湾核电站第6级给水加热器给水流量阶跃减少、加热蒸汽流量阶跃减少2种瞬态工况.结果表明,所建数学模型能够准确地反映给水加热器在特定工况下的动态特性,基本可以满足工程仿真分析的要求,并可作为工程仿真的一个模块使用.【期刊名称】《应用科技》【年(卷),期】2011(038)006【总页数】6页(P67-72)【关键词】核电站;给水加热器;建模;仿真【作者】刘洪涛;彭敏俊;田兆斐;薛若军【作者单位】哈尔滨工程大学核安全与仿真技术国防重点学科实验室,黑龙江,哈尔滨,150001;哈尔滨工程大学核安全与仿真技术国防重点学科实验室,黑龙江,哈尔滨,150001;哈尔滨工程大学核安全与仿真技术国防重点学科实验室,黑龙江,哈尔滨,150001;哈尔滨工程大学核安全与仿真技术国防重点学科实验室,黑龙江,哈尔滨,150001【正文语种】中文【中图分类】TL353给水回热系统是核电厂常规岛的重要组成部分，如果给水加热器故障停运，蒸汽发生器给水温度降低，一方面会导致反应堆功率扰动，影响机组的安全稳定运行；另一方面会使蒸汽发生器二次侧平均吸热温度降低，影响热力循环的经济性.另外，给水加热器停用，原本用于加热给水的抽汽将继续在汽轮机内做功，可能造成汽轮机部分隔板、叶片等部件所受应力超过设计允许值，威胁汽轮机的安全运行；如果给水加热器由于管系泄漏或其他原因引起汽侧满水，导致水经过抽汽管道进入汽轮机，会引起汽轮机多种事故[1].因此，研究和分析给水加热器的动态特性，对于提高给水回热系统的运行水平以及机组的经济性、安全性具有重要意义，建立高精度的给水加热器仿真模型，可以为开发高精度核电培训仿真机与工程仿真机提供相应的技术支撑.目前，部分学者对电站给水加热器的建模与仿真进行了研究；但主要集中在火电站给水加热器[2-10]，有关核电站给水加热器建模与仿真的研究鲜有报道.火电站给水加热器所应用的抽汽一般为过热蒸汽，在建立流动和传热模型时，一般将给水加热器壳侧划分为过热蒸汽冷凝段、饱和蒸汽冷凝段和疏水冷却段3个区；现役核电站大多采用自然循环蒸汽发生器，只能产生饱和蒸汽，给水加热的抽汽是湿蒸汽.因此，给水加热器的壳侧只需划分为蒸汽冷凝段和疏水冷却段2个区.在以往的研究中，一般将每个区简化为一个节点，假设换热管壁温沿管长方向一致，这种简化会对静态仿真精度和动态特性的准确性产生不利影响.文中参考火电站给水加热器建模与仿真方法，考虑流动状态、流体特性参数、表面状况、工质的物性、加热器的结构、加热器的脏污、加热器的水位、金属管壁热容、加热器中的空气以及加热器泄漏等因素对换热的影响，建立核电站给水加热器双区多节点动态仿真模型.1 核电站给水加热器的特点核电站给水加热器的加热蒸汽来自汽轮机中间级抽出的湿蒸汽，在给水加热器的壳侧，抽汽首先在蒸汽冷却区与传热管壁进行蒸汽凝结换热，产生的凝结水进入下方的疏水冷却区，与传热管壁进行对流换热，疏水排到下一级给水加热器或者送到其他设备；传热管内的给水首先在疏水冷却区吸热，随后在蒸汽冷凝区吸热达到预定温度，进入下一级给水加热器或者其他设备.图1所示为大亚湾核电站二回路热力系统，其给水回热系统包括4级低压加热器、1级除氧器和2级高压加热器.低压加热器将给水从40.28℃加热到139.88℃，高压加热器将给水从169.08℃加热到226℃.图1 大亚湾核电站二回路热力系统图2所示为核电站典型两区给水加热器示意图.图2 两区卧式给水加热器2 双区非平衡态给水加热器动态建模2.1 模型假设由于给水加热器中的加热蒸汽存在相变，动态过程较为复杂.为研究问题方便，在建立给水加热器动态数学模型时做以下假设：1）给水加热器的壳侧划分为蒸汽冷却段、疏水冷却段2个区，各区段壳侧和管侧单个节点内部流体参数均按集总参数计算；2）加热器各区段的单个节点传热温差按算术平均温差计算；3）单个节点沿管长方向管壁温度一致；4）管内结垢程度相同，给水流速均匀；5）加热器各传热段中的不凝结气体和蒸汽均按理想气体考虑.图3所示为给水加热器简化物理模型和节点划分示意图.图3 给水加热器简化物理模型和节点划分2.2 模型的建立2.2.1 换热系数的计算1）管内为单相给水与管壁之间的湍流强制对流换热，采用Dittus-Boelter公式计算Nusselt数，进而计算出换热系数[11]：2）壳侧蒸汽冷凝区为蒸汽与管壁之间的膜状凝结换热，采用Nusselt膜状凝结换热公式，水平管采用[11]：由于蒸汽在管排上凝结，考虑管排数N的影响，修正Nusselt膜状凝结换热公式，得到平均凝结换热系数[12]：3）壳侧疏水冷却区为横掠管束强制对流换热，换热关系式采用茹卡乌斯卡斯横掠顺排管束强制对流换热关联式[11]：4）管壁导热热阻的计算公式[11]：5）污垢热阻的处理：换热管内表面取最小污垢热阻为3.5×10-5m2K/W，换热管外表面取最小污垢热阻5.3×10-5m2K/W[7].2.2.2 壳侧蒸汽冷凝区的动态数学模型2.2.3 壳侧疏水冷却区的动态数学模型2.2.4 管侧疏水冷却区的动态数学模型2.2.5 管侧蒸汽冷凝区的动态数学模型2.2.6 金属管壁蓄热动态数学模型2.2.7 微分方程的求解方法对于上述数学模型，这里采用显式欧拉法进行求解计算：3 模型验证3.1 静态特性分析以大亚湾第6级高压给水加热器为仿真对象，研究发现节点个数对稳态结果影响很大.图4为蒸汽冷凝区和疏水冷却区节点相同情况下，疏水温度和给水出口温度随节点数增加的变化曲线，从曲线中可以得出每区的节点个数在10个以上，节点个数的增加对结果影响很小，温度基本趋于稳定.图4 疏水、给水温度随节点个数变化曲线图5、6分析了每个区域节点个数对计算结果的影响，在分析疏冷区节点个数对计算结果影响时，将蒸冷区的节点个数固定为10个节点.同理分析蒸冷区节点个数对计算结果影响时，将疏冷区的节点个数固定为10个节点.从图中可以看出，给水出口温度、疏水温度对疏水冷却区的节点个数的划分比较敏感，而对蒸冷区的节点个数划分不敏感.从计算结果可以得出，在双区给水加热器仿真过程中，为保证计算精度、计算快速，疏水冷却区的节点个数建议在10个左右，而蒸汽冷凝区的节点个数在3～5个左右即可.图5 疏水、给水温度随疏冷区节点个数变化曲线图6 疏水、给水温度随蒸冷区节点个数变化曲线图7 沿管长方向流体和管壁温度分布图8 沿管长方向微分换热量图9 沿管长方向积分换热量图7给出了沿管长方向流体和管壁温度的分布.沿着传热管的温度梯度分布特点符合热量传递规律，即在蒸汽冷凝区，蒸汽凝结将热量通过管壁传给给水，在疏水冷却区管外疏水通过对流将热量通过管壁传给给水.图8、9分别给出了沿传热管管长方向节点微分、积分换热量分布.从图中可以得出，蒸汽冷凝区的换热量沿管长变化巨大，蒸汽冷凝区的总换热量占换热器总换热量的81.4%，而占总换热面积23%的疏水冷却区换热量不容忽视占总换热量的18.6%. 以大亚湾核电站第6、7级高压给水加热器和秦山二期第5、6、7级高压给水加热器为例 [12-14]，对以上所建模型进行静态参数验证.计算结果如表1所示.表1 计算参数与设计参数对比参数抽汽量/kg·s-1设计计算设计计算设计计算设计计算误差/%给水出口温度/℃误差/% 疏水温度/℃ 误差/%疏水焓值/kJ·kg-1误差/%大亚湾6号高加大亚湾7号高加秦山二期5号高加秦山二期6号高加秦山二期7号高加55.51 38.24 28.36 26.8 31.464 55.51 38.24 28.36 26.8 31.464 0.00 0.00 0.00 0.00 0.00 203.9 226 180.7 205.1 230.5 203.7 227.4 180.9 205.6 232.4 0.07 0.62 0.11 0.24 0.82 176.08 209.8 154.4 186.3 210.7 175.8 210.7 153.3 184.7 211.1-0.15 0.48 0.71-0.86 0.19 746.4 897.11 651.6 791.42 910.27 745.63 901.2 646.88 784.33 903.19-0.10 0.46-0.72-0.89 0.21 从表1的结果可以发现，所建立的模型具有较高的精确性.表中参数的设计值与计算值误差小于1%，从主要参数与设计参数的对比来看，所建模型能够很好地满足仿真培训及研究分析问题的要求.3.2 动态特性分析以大亚湾核电站第6级给水加热器为例，利用所建模型研究了给水流量阶越减少、抽汽流量阶越减少2种工况下给水加热器的动态特性.3.2.1 给水流量阶越减少对给水加热器特征参数的影响从图10中可以看出，在抽汽流量保持不变的情况下，当流经加热器的给水流量突然下降100 kg/s时，换热管内给水流速降低，虽然对流换热能力减弱，但是由于管内给水流经单位管长的时间增加，单位质量给水的吸热量增加，使得给水出口温度升高；由于各个节点的给水温度比之前要高，使得管内给水与壳侧的换热温差降低，壳侧的总换热量下降，蒸汽凝结量减少；由于抽汽量不变，导致换热器内压力升高；同时由于疏冷区的换热温差下降，使得换热量减少，出口疏水温度升高；由于给水入口温度不变，使得下端差上升.虽然由于换热器压力的升高会导致饱和蒸汽温度升高，然而由于出口给水温度的提升比较大，所以最终导致上端差下降.图10 给水减少3.2.2 抽汽流量减少对给水加热器特征参数的影响从图11中可以看出,在加热器给水流量和给水温度不变的情况下,当抽汽流量突然降低10 kg/s时，壳侧蒸汽总质量会减少，根据理想气体状态方程可知，蒸汽压力会降低.这会导致饱和温度降低，管壁与蒸汽之间的凝结换热.图11 抽汽流量减少温差减小，换热量下降.给水在蒸汽冷凝段吸热量不足，导致给水出口温度降低.给水出口温度下降幅度要小于因换热器压力下降导致的饱和温度下降幅度，这使得上端差略微下降.由于换热器压力明显降低，凝水温度下降，这也导致疏水温度下降.在给水温度保持不变的情况下，下端差降低.4 结论1）通过上述仿真计算得出，给水加热器蒸汽冷凝区和疏水冷却区的节点个数对计算结果都有影响，且疏水冷却区影响较为明显，在系统仿真中给水加热器模型建议采用多节点模型进行仿真.2）通过计算也可以得出沿加热器换热管长度方向给水的温度分布和换热量的分布，可以直观地显示换热器内部的工作状态.另外多节点模型为研究沿换热管不同位置的泄漏打下了基础.3）通过仿真实例对加热器动态数学模型进行验证，结果表明该模型静态精度高，动态响应特性良好.此外它除了能够用于仿真机工程模型的开发，也能为给水加热系统变工况下经济性分析服务.参考文献：[1]董卫国，徐则民.火电厂给水加热器的运行、维护和检修[M].北京:中国电力出版社，1997：55-65.[2]王建平，陈红，王广军.火电厂回热加热器全工况建模与仿真[J].计算机仿真，2006，23（5）：78-79.[3]许春栋.回热系统仿真模型研究及热经济性分析[D].北京：华北电力大学，2005：50-54.[4]王建梅.大型火电机组表面式加热器动态数学模型研究与开发[J].热能动工程，2002，17（101）:496-498.[5]刘勇利.火电机组给水回热系统的数学建模与仿真[J].电站系统工程，2001，17（2）:102-104.[6]赵文升.大型火电机组回热加热系统数学模型的研究[D].北京：华北电力大学，2000：81-82.[7]张欣刚.高压加热器泄漏的静态仿真计算及其故障特征分析[J].热力发电，2005，10:13-17.[8]牛问哲.热力过程数学模型与建模方法研究[D].北京：华北电力大学，2004：65-70.[9]范强，王建梅，蔡锴等.300MW火电机组回热系统数学模型研究[J].汽轮机技术，2001，43（4）：98-99.[10]张欣刚.火电机组高压给水加热器动态过程的数值分析[J].中国动力工程学报，2005，25（2）:262-266.[11]杨世铭，陶文铨.传热学[M].3版.北京:高等教育出版社，1998：155-158.[12]AMTAR M A.The impact of fouling on performance evaluation of multi-zone feedwater heaters[J].Applied Thermal Engineering，2007，27:2505-2513.[13]苏林森等.900 MW压水堆核电站系统与设备[M].北京：原子能出版社，2007：298-300.[14]陈建新.秦山第二核电厂系统及运行[S].。
核电站给水加热器建模仿真
核电站给水加热器建模仿真冯可新;彭敏俊;徐宇翔;刘新凯【摘要】给水加热器是核电站二回路系统的重要设备之一，能否正常运行对于核电站的安全性和热经济性具有重要影响，采用仿真手段研究给水加热器的运行特性，可为给水加热器的设计和运行提供重要的理论依据。
本文针对压水堆核电站的给水加热器建立了分布参数仿真模型，在处理两相流体时采用了近分相模型，对实际核电站给水加热器在不同工况下的运行特性进行了仿真分析，并将仿真值与实际电站运行值进行了对比。
结果表明，所建仿真模型的精度有明显改进。
%The feed-water heater is one of the major equipments in the secondary loop of nuclear power plant (NPP) ,and its behavior has an important influence on the safe and economical operation of NPP . The research on the behaviorof feed-water heater by means of modeling and simulation can provide important theoretical basis for its design and operation .In this paper ,the distributed parameter dynamic models of NPP feed-water heater were established ,in which the nearly separated model was used to deal withtwo-phase flow .By simulating the behavior of actual NPP feed-water heaters under various operating conditions and comparing the differences between the simulation values and the actual values ,the accuracy of the simulation models was proven to be higher than that of existing models .【期刊名称】《原子能科学技术》【年(卷),期】2014(000)002【总页数】8页(P310-317)【关键词】核电站;给水加热器;建模仿真;近分相模型【作者】冯可新;彭敏俊;徐宇翔;刘新凯【作者单位】哈尔滨工程大学核安全与仿真技术国防重点学科实验室，黑龙江哈尔滨 150001;哈尔滨工程大学核安全与仿真技术国防重点学科实验室，黑龙江哈尔滨 150001;哈尔滨工程大学核安全与仿真技术国防重点学科实验室，黑龙江哈尔滨 150001;哈尔滨工程大学核安全与仿真技术国防重点学科实验室，黑龙江哈尔滨 150001【正文语种】中文【中图分类】TK657.5给水加热器是核电站二回路系统的重要设备之一，研究和分析给水加热器的动态特性，对提高给水回热系统的运行水平以及机组的经济性、安全性具有重要的价值和意义。
核电流体系统仿真需求分析
FM核电应用
• 核电站涉及的系统包括反应堆冷却剂系统、安保系统、辅 助系统、二回路蒸汽系统等均有FM应用案例
• FM可用于求解核电站各系统中的流动、换热、控制、水锤、 流量分配、1D+3D耦合等各类问题
• 以下为几个简单应用，更多应用可见做过的项目
6
Flowmaster国内核电工业应用示例
安全壳喷淋系统
压水堆型合作内容
1
2
3
4
5
6
7
8
9
10 11 12 13 14 15 16
系统
项目
RCP EAS ARE ASG RRA RCV RIS VVP GCT-A APG RRI SEC PTR REA SHG SNG
中广核 CPR1000
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上海核工院 C系列
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成都核动力 院M310
内容
1.核电基本知识 2.核电流体系统仿真应用介绍 3.海基核电流体系统仿真开发能力 4.中国核电应用现状 5.中国核电市场分析
核电厂发电原理示意图
2
核电厂工作原理示意图
3
核电基本常识
• 核岛：与放射性物质接触的部分 • 常规岛：蒸汽及冷凝水、发电部分
• 第二代：压水堆、沸水堆、重水堆 • 第三代：西屋的先进非能动压水堆（AP1000）、阿海珐公司的欧洲压
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内容
1.核电基本知识 2.核电流体系统仿真应用介绍 3.海基核电流体系统仿真开发能力 4.中国核电应用现状 5.中国核电市场分析
核反应堆热工水力综合实验指导书
二 核反应堆热工综合实验台 ··············································································· 2
2.1 实验装置的介绍 ·················································································································2 2.1.1 试验段管道的相关参数··························································································3 2.1.2 实验台的基本配置 ·································································································3 2.1.3 实验台的组成 ·········································································································3 2.1.4 实验台各个系统的实物图····················································································12 2.1.5 热电偶的安装 ·······································································································16 2.1.6 试验段的保温 ·······································································································16 2.1.7 实验段个测量仪表的量程及精度 ········································································16
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熊义强， 萌， 东， 林 侯 杨燕华
（ 海 交 通 大 学 核 科 学 与工 程 学 院 ， 海 ２０ ４ ） 上 上 ０２ ０
摘 要 ： 了增 加 核 电站 工 程 模 拟 器 的仿 真 范 围和 精 度 ， 绍 了基 于多 个 两 流 体 程 序 耦 合 的热 工 水 力 系 统 为 介 建 模 方 法 ， 利 用 ＲＣ 与 主 系统 的耦 合 模 型 对 其 准 确 性 进 行 了验 证 。基 于 此 ， 立 了 比较 全 面 的 核 电 并 Ｖ 建 站 系 统 热 工 水 力 模 型 ， 将 其 在 工 程 模 拟 器 上 进 行 了应 用 。结 果 表 明 ， 于多 个 两 流 体 程 序 耦 合 的模 型 并 基 扩展 ， 在保 证 精 度 的 基础 上 ， 加 了 模 拟 器 的 计算 范 围 ， 且 可 以解 决 单 一 模 型 中节 点 数 量 有 限 、 型 庞 增 而 模 大 导 致 计 算 速 度 较 慢 、 试 困 难 等 问题 ， 而 为 提 高 工 程 模 拟 器 的 性 能 提 供 了 一个 方 便 可行 的方 法 。 调 从 关 键 词 ： 流体 程序 ； 工 水 力 系 统 ； 合 ； 真 两 热 耦 仿 中 图分 类 号 ： ３ ５ ＴＬ ６ 文章标志码 ： Ａ 文 章 编 号 ：２ ８０ １ （ ０ ２０ —１ ６０ ０ ５ —９８ ２ １ ） ２０ ８ —７
第 ３ 卷 第 ２期 ２
２ ２钲 ０１
核 科 学 与 工 程
Ｎ ｕ ｌａ ｉ ｎ ｅ ａ ｄ Ｅｎ ｎ ｅ ｉ ｃ ｅ ｒ Ｓｃｅ ｃ ｎ ｇｉ ｅ ｒｎｇ
ＶｏＩ ３ ＮＯ ＿２ ．２
６月
Ｊ ｎ ２ １ ｕ ．０ ２
多个 两流 体 程序 耦 合 的 核 电站 系统 热 工 水 力 建 模 及 仿 真 研 究
Ｓ ｕ ｙ ｏ ｈ ｒ ａ — ｙ ｒ ｕ ｉ ｏ ｅ ｉ ｎｄ ｓ ｍ ｕ ａ ｉ ｎ ｏ ｃ ｅ ｒ ｔ ｄ ｎ ｔ ｅ ｍ ｌｈ ｄ ａ ｌｃ ｍ ｄ ｌｎｇ ａ ｉ ｌ ｔｏ ｆｎｕ ｌ ａ
ｐｏ ｅ ｌ ｎｔｓ ｓ ｅ ｓ ｂａ ｅ ｎ ｍ ｕ ｔｐｌ ｏ ｐ ｉ ｆ ｔ — ｌ ｉ ｏ ｗ ｒ ｐ ａ ｙ ｔｍ ｓ ｄ ｏ ｌｉ ｅ ｃ ｕ ｌｎｇ ｏ ｗｏ ｆｕ ｄ ｃ ｄｅ