核电厂蒸汽管道中高速运动水团冲击研究
核电站主蒸汽和主给水高能管道假想破口载荷分析及防甩击限制器优化设计
作为核电站二回路的重要组成部分，主蒸汽和主给水系统（简称 VVP & ARE）与蒸汽发生器直 接相连，分别承担着蒸汽输出和给水供应的功能。核反应堆安全壳内 VVP & ARE 管道（蒸汽发生器 二回路接管至安全壳贯穿件）均为承载高温高压流体的大口径高能管道，一旦发生破口，不仅会造 成主回路温度和压力异常波动，而且破口产生的动力学效应会对周围系统或部件产生不利影响，因 而设计上必须根据应力分布综合考虑系统布置情况来采取加设防甩击限制器等缓解措施。
（核电秦山联营有限公司，浙江 海盐 314300）
摘要：为有效应对核电站主蒸汽和主给水系统（简称 VVP & ARE）高能管道发生破口事故所产生的动力学效应，设 计上必须根据力学分析结果对高能管道假想破口进行事故后果分析并采取针对性措施。本文针对 VVP & ARE 高能管 道，根据优化力学模型给出了假想高能管道破口喷射力、喷射动能和特征长度的计算方法，按照 RCC-P 和 RCC-M 规范分析了 VVP 高能管道假想破口位置，给出了一种适用于 VVP & ARE 高能管道的 H 型和 U 型防甩击限制器设计 校核的双线性计算方法，可为实现此类产品的国产化提供重要参考。 关键词：双线性计算方法；防甩击限制器；高能管道假想破口；主蒸汽和主给水系统
核电厂热工水力学
核电厂热工水力学随着工业的发展，电力需求也在不断地增长。
为了满足电力需求，许多国家和地区开始重视核能的开发和利用。
核电站作为一种新型的发电方式，具有高效、干净、可靠、可持续等优点，但同时也带来了许多技术和环境难题。
核电站作为一个庞大的能源系统，其运行涉及到多个领域的学科，其中热工水力学是其中不可或缺的一个学科。
这篇文章将介绍核电站热工水力学相关的知识。
热工水力学基础流体力学核电站的热能是通过水和蒸汽传递来实现的，因此流体力学在核电站热能传递中扮演了至关重要的角色。
流体力学研究的对象是液体、气体等连续介质的运动规律，包括流体的流动、变形、流速、压强等，液体的黏滞力以及黏滞力对于流体流动的影响等内容。
在核电站中，流体力学主要用于描述污水处理、冷却水系统、压气系统和聚集转移装置等方面的问题。
例如，在核电站中，需要将汽轮机的排汽通过冷却水塔冷却降温，因此需要对冷却水塔进行流体力学的分析和计算。
此外，在核电站的压气系统中，压缩空气在输送过程中需要经过管道，因此需要通过流体力学的分析计算管道的内径和空气流量等参数。
热学热学是研究物体温度和热量传递规律的学科，包括热力学和热传导。
在核电站中，热学主要用于描述核能转化为热能的过程，以及核电站的热量传递问题。
具体来说，核反应堆内部的燃料元件的燃烧反应会释放大量热能，这些热能会通过燃料元件、冷却剂和外壳等组成的传热系统传递出去，通过蒸汽抽气系统带动汽轮机运转，最终产生电能。
因此，热学在核电站设计和运行等方面都扮演着重要的角色。
材料学核电站中使用的燃料元件、管道、阀门等部件需要具备较高的耐高温、耐压、耐腐蚀等性能，因此材料学对于核电站的设计和运行也具有不可或缺的重要性。
材料学的研究对象是各种材料的物理化学性质，包括材料的物理性质、力学性质、化学性质、热学性质等。
在核电站中，材料学的应用主要涉及到燃料元件、管道、泵、阀门等部件的材料选择和质量控制等方面。
例如，在燃料元件的设计中需要考虑材料的耐辐照性和高温性能等因素，而在压载水反应堆中，压载水中的氧化物离子容易导致材料的腐蚀和脆化，因此需要通过材料学的知识来选择和优化材料，以保证核电站的安全和可靠性。
核电蒸汽发生器热工水力分析程序研究现状与进展
２ ０ １ ５年 ３月
核
安
全
Ｖｌ ０ １ ． １ ４ ． Ｎ０ ． １
Ｎｕ ｃ ｌ ｅ ａ ｒ Ｓａ ｆ ｅ ｔ ｙ
Ｍａ ｒ ｏ ２ ０１ ５
核 电蒸汽发生器热工水力分析程序研究现状 与进展
姚彦 贵 ，祖 洪彪 ，姚 伟 达
（ 上 海核工 程研 究设计院，上 海 ２ ０ ０ ２ ３ ３ ）
证 情 况，并 分析 了我 国核 电蒸汽发 生 器热工 水 力分 析程序 的现状 与进展 。 关键词：热工 水力 ；蒸 汽发 生 器；分 析程序 ；核 电
中图分类号：Ｔ Ｌ ３ ５ 文章标志码 ：Ｃ 文章编号：ｌ ６ ７ ２ — ５ ３ ６ ０（ ２ ０ １ ５ ）０ ｌ 一 ０ ０ ８ ５ — １ ０
压力 、循环 倍率、一 、二 次侧 压 降、一二 次侧装 水量 、稳定 性阻尼系数和其 它相关 的热工 水力参 数 ，该程序输 入参数主要涉及结构参数 、热功 率、 给水温度 、给水流量 、一次侧冷却 剂流量、水位 和堵 管率等 。根据 不 同的计算模 型 ，Ｇ Ｅ Ｎ Ｆ程序 可 以进 行蒸汽压力 、一次侧 温度 、热负荷和换热
ｌ 核电蒸汽发生器热工水力分析程序介绍
蒸汽 发 生 器 热 工水 力 分 析是 蒸 汽 发 生器 设 计 的重要 内容 ，随着 核 电设备 设计 技术 的不 断发 展成熟 ，蒸 汽发生器 热工水力分析 程序也得 到 了 不断发展和 完善 ，可 以满 足蒸汽发 生器设计 分析 的 需要 。针 对压 水堆 蒸 汽发 生 器 已经开 发 形 成 了不少 热工水 力分析 程序 。如三维 稳态 ／ 瞬态 热 工水 力 分 析程 序 主 要 有美 国 电力研 究 院 （ 简 称 Ｅ Ｐ Ｒ Ｉ ）开发 的 Ａ Ｔ Ｈ ＯＳ 、Ｐ Ｒ Ｏ Ｈ ＯＳ和 Ｔ Ｔ Ｈ Ｅ Ｄ Ａ ２ ， 加拿 大原子 能有限公 司 （ Ａ ｔ ｏ ｍｉ ｃ Ｅ ｎ ｅ ｒ ｇ ｙ ｏ ｆ Ｃ ａ ｎ ａ ｄ ａ Ｌ ｉ ｍｉ ｔ ｅ ｄ ， 简称 Ａ Ｅ Ｃ Ｌ ）开 发 的 Ｔ Ｈ Ｉ Ｒ Ｓ Ｔ ，法 国 电 力公司 （ Ｅ ｌ ｅ ｃ ｌ ｒ ｉ ｃ ｉ ｔ ｅ ｄ ｅ Ｆ ｒ ａ ｎ ｃ ｅ ，简 称 Ｅ Ｄ Ｆ ）开发 的
核电厂补水工况下管道三通应力强度与疲劳分析方法研究
核电厂补水工况下管道三通应力强度与疲劳分析方法研究发布时间：2022-10-10T07:48:58.496Z 来源：《中国电业与能源》2022年6月11期作者：杨妍[导读] 目前我国已是世界第三核电大国，核电在我国的清洁能源中具有重要的地位。
在运行核电厂中，由于系统水容量要求，或者水化学浓度要求等，经常存在补水需求。
当补水温度和原管道中的水温存在较大温差时，可能在管道中引起严重热分层，叠加冷冲击和温度不连续的影响，杨妍( 国家电投集团电能核电设备有限公司 264000)摘要：目前我国已是世界第三核电大国，核电在我国的清洁能源中具有重要的地位。
在运行核电厂中，由于系统水容量要求，或者水化学浓度要求等，经常存在补水需求。
当补水温度和原管道中的水温存在较大温差时，可能在管道中引起严重热分层，叠加冷冲击和温度不连续的影响，导致管道三通应力强度不满足规范要求且累积疲劳因子过大，影响管道的使用寿命和电厂的正常运行。
本文研究了一种疲劳优化分析方法，对于存在严重热分层的管道，考虑分层温差沿管道截面非中心对称分布，使用ANSYS三维计算稳态力矩；对于存在局部温度不连续的部件建立其三维实体模型，分区域施加瞬态参数，精确考虑冷冲击和温度不连续效应；根据ASME规范NB-3200进行疲劳评定。
本文的优化分析方法有效避免了热分层和局部温度不连续的过度保守量，使得部件应力强度满足规范要求，且累计疲劳因子较常规计算方法大幅减小。
本文的研究结果可用于核电厂补水引起管道三通疲劳问题的处理，也为类似管道的疲劳分析提供了参考方法。
关键词：疲劳分析，热分层，局部温度不连续，三维计算。
1引言管道三通是一种常用的管道配件，具有改变流体流向、混合不同介质的作用，广泛应用于核电厂管路中。
三通管件总体结构不连续，受到介质流动、流体压力、管道热膨胀、冷热流体掺混等复杂边界的影响，易产生破坏或断裂，严重影响核电厂的安全运转。
因此，三通管件的应力强度和疲劳问题受到了国内外学者的广泛关注。
核电厂热工水力学
1.3常用的泡核沸腾（包括欠热和饱和泡核沸腾）传热关系式
1．Jens—Lottes 关系式
TW
TS
25( q )0.25 exp( p / 6.2) 106
（3－27）
实验条件：上升水流动，质量流密度 G 111.05104 kg/(m2
s)，水温度 Tf 115－340℃；压力 p 0.7 17.2 MPa；管内 径 D 3.63 5.74mm；热流密度 q 直到12.5106 W/m2。该式只
直接计算出泡核沸腾开始点的壁温 TW,ONB ，然后再由方程（3
－29）计算出发生
ONB
时的流体平均温度
T ONB b
。
根据热平衡关系可以求出泡核沸腾开始点的位置 zONB （见 图 3－7）：
qPh zONB GL AcpL (TbONB Tf ,in )
（3－33）
解得 zONB 为
zONB
GL AcpL (TbONB Tf .in ) qPh 核电厂热工水力学
（2）Thom：
（3－30）
TW
TS
q 22.65(106
)0.5
exp(
p
/
8.7)
（3）Bergles—Rohsenow：
（3－31）
0.489 p0.0234
q
TW
TS
0.556
15515
p1.156
（3－32）
式中，TW 为壁面温度，K 或℃；Tb 是流体平均温度，K 或℃；
q 是壁面热流密度，W/m2； hL0 是单相液体对流传热系数，
堆芯传热
核电厂热工水力学
1流动沸腾传热
流动沸腾是指液体有宏观运动的系统内的沸 腾，加热面上汽泡生长受到液体流动方向上 的附加作用，使壁面的泡化过程特性发生变 化。液体运动可以是由外力强制作用引起的 强迫流动，也可以是由流体密度差造成的自 然对流。流动沸腾常伴随着各种汽—液两相 运动，所以它比池内沸腾复杂。
核电站常规岛系统水锤现象分析
核电站常规岛系统水锤现象分析【摘要】：伴随着我国核电厂机组的逐步增加，人们对核安全重要性的关注度普遍提升，因此保证机组在使用期限内正常平稳运作极为关键。
核电站的常规岛也与常规发电机组有一些相同之处。
因为机器设备存在着缺陷或控制调节不当等因素，在汽水混合的过程中会产生管道震动的现象，轻则机器设备毁坏，重则机组停运，造成人员意外伤亡的风险。
因此，本文对某核电站常规岛系统管道中的水锤现象开展详细的剖析，分析常规水锤现象发生的原理，以避免水锤产生或预防水锤的不良影响，最后指出了一些改进建议，以供参考。
【关键词】：水锤现象；核电站常规岛；振动常规岛的很多蒸汽系统及管道，如凝结水系统、汽水分离再热器疏水系统等，均发生过许多不同的水锤现象。
由于支架设计和管道布局不科学，一些管道会发生振动，这些水锤现象会毁坏管道和机器设备[1]。
有一些管道振动和噪音极大，严重甚至会引发多种毁灭性事件。
按其发生的时间可分成两大类：第一类发生在机组启动时；第二种发生在机组正常运转时。
1 水锤的常见类型水锤现象发生的原因。
一是当泵启动，水流对管道的冲击造成明显的水击。
当阀门忽然关闭时，液体会对阀门和管壁施压。
在惯性作用下，流水工作压力快速达最高值，这就是水力学中的“水锤效应”，也称正水锤。
相反，泵停运，也会造成水锤，即负水锤。
二是汽水混合而造成蒸汽快速凝结产生水冲击性状况，由于汽水混合造成的瞬间工作压力可达正常的压力的几十倍乃至上千倍，工作压强波动起伏明显，造成管道系统出现明显的震动或噪声，很有可能毁坏阀门连接头，进而对管道导致较大的影响。
本文主要探讨的是对于蒸汽与水并存时水锤的产生。
这类水锤现象具备瞬时压力大、延续时间长的特性，以形式分类有如下两种：2.1.冷水进入：主蒸汽管因辐射散热的原因形成冷凝水。
管道内快速流动的蒸汽推动冷凝水一起流动，表现为波浪纹，在管道内慢慢作用到一定水平，类似强风造成的惊涛骇浪，冷凝水猛烈撞击弯管或阀门。
核电站主蒸汽和主给水高能管道假想破口载荷分析及防甩击限制器优化设计
1 +
1+
8 3
F My
m µ
+
le
(12)
3.3.3 应力强化长度 Le 在大变形情况下，需要考虑应力强化的影响。此时，应力强化长度 Le 为：
Le
=
3M pe 2f
1 +
1+
8 3
F My
m µ
+
le
(13)
3.4 管道变形状态与旋转点位置确定 在喷射力作用下，直管段因支点位置不同而处于不同的状态。特征长度确定之后，可以根据直
(1)
式中：Sa——持续载荷加偶然载荷； Se——热膨胀载荷； Sh——设计温度下材料的许用应力值。
2.1.1 持续载荷加偶然载荷（Eq.10） 在压力、重量、其他持续机械载荷以及偶然载荷（地震等）的作用下，管道应力必须满足：
Sa
=
Pmax D0 4t
+ 0.75i
MA
+ Z
MB
≤ 1.2Sh
(2)
本文从核电站高能管道破口类型及防护措施等基本要求出发，根据推导出的简化力学模型，给 出假想高能管道破口喷射力、喷射动能和特征长度的计算方法，按照核二级管道假想破口准则给出 VVP 系统假想破口位置，并在此基础上提出了一种适用于 VVP & ARE 系统 H 形和 U 形防甩击限制 器设计与校核的双线性优化计算方法。深入理解、准确掌握和灵活运用这一方法，对于突破国外技 术封锁、实现此类产品的国产化具有重要参考意义。
高能管道假想破损类型包括环向破裂（亦称周向破裂）、纵向破裂和泄漏裂缝。根据管道直径的 不同，设计中考虑的假想破损类型所有不同。
作者简介：张兴田（1954—），男，四川省绵阳人，研究员级高级工程师，1977 年毕业于清华大学，现任核电秦山联 营有限公司副总工程师
压水堆核电厂核级泵的热冲击试验研究
热水的准备是靠一 台泵在封 闭系统 内运转实 现 的，为 了储备足够的热水 ，经过计算要将 ４ｍ 的 ７℃水 ，在 ｌ 内升 到 １０ｃ ，需 要 １０ ｃ 的 Ｏ秒 ２ 二 Ｉ ５ Ｃ
水 １ ，故 在 热 水 回路 中 ，考 虑 用 罐 增 加 储 量 。 ７ｍ， 运 行 了 １ 时温 度 升 到 １０℃ ，热 冲击 试 验 泵 人 ２小 ５
口温度由 ７ ℃升高到 １６℃，冲击时间是 ８ 。试 ２ 秒 验余热排 出泵 时 ，热水 的准备是靠一 台泵 在封闭 系统 内运 转 、储罐 电加热 和加保温层 ，最 高温度
可达 到 ２ ３ｏ ，热 冲击试 验 泵 人 口温度 由 ２ ２ ＝ Ｉ Ｏ℃升
考虑 了加冰块和使用冷水 机组 。经历过加冰 块的方法后 ，我们感觉这是一种比较笨拙 的手段。
蚀 试验 、耐久 试验 、热 冲击试 验 、杂质试 验等 ， 其 中热冲击试验是 考核压水 堆核 电厂核级泵 的一 个重 要试验项 目。此前我们对它 的了解太少 ，可 资参考 的技 术资料 难寻 ，需要 我们 去摸 索解决 ， 这对 我们 是 个 难点 。
运行 ４ 时 ；降至 ８ ，运行 ４ 小 Ｏｃ ｌ Ｃ 小时 ，测试水泵 性能。
最终 采用 的是加 设一个 冷水机 组 。开始调试 时 ，
由于对 冷水机组 的工作条件不 了解 ，造成冷水机
高到 １０ｃ ，冲击 时间是 １ 秒 。试 验上充泵 时 ， ９ ＝ Ｉ Ｏ 热冲击试验泵人口温度 由 ７ｏ升高到 １０ｏ，冲击 ＝ 【 ７ 【 ＝
时 间是 ｌ 。 ０秒
组一工作 就报警 ，后请生产厂 家指导 ，对 系统进 行改 造 ，联接上一 台泵后 可实现其冷却 功能 。但
当进 水温度过高或过低 时都会报警 ，不能正常工
再热蒸汽冷段管道水冲击的原因分析和控制措施
４ ９Ｃ， ９ ｏ 为控 制再 热 汽 温 的继 续 升 高 ， 行 人 员 将再 运
热器 事故 喷水 调 门由 ３ ％逐 渐开 至 ３ ％ ， ２ ５ 减温 水 流 量从 ７ ５ Ｔ ｈ逐 渐 增 加 至 １ Ｔ ｈ 再 热 器 温 度 从 ．７ ／ ３／ ，
４９ 逐渐 开始 下 降 。此 时 的再 热 器 烟 气挡 板 已关 ９℃
性试验过程 中发生了因设备及人员操作原因引起 的 再热蒸 汽冷 段管 道水 冲击事 件 。在发生 水 冲击 的过 程中， 再热蒸 汽 冷段 管 道及 其 相 连 的 高 压旁 路 管 道 发生 了大 幅振动 ， 成 高排 逆 止 阀一 导 向支 吊架 变 造
阀为关闭状态 ， 闭高 、 关 中压主汽阀 ， 开始做 主汽 阀 严 密性试 验 。 １ ５ ９：８汽机主 汽 阀严 密 性试验 合格 ， 汽机 打 闸。 ２ ０ 主 蒸 汽 压 力 １． ３ ａ 主 蒸 汽 温 度 ０： ０ ４ ６ ＭＰ ，
第１ ５卷
Ｖｏ ．１ １ ５
第 ３期
Ｎｏ ３ ．
重庆 电力高等专科学校学报
Ｊｕｎｌ ｆ ｈｎｑｎ ｌ ｔｃＰｗ ｒ ｏ ｅｅ ｏｒａ ｏ Ｃ ｏｇｉｇＥｅ ｒ ｏ ｅ ｌ ｇ ｃｉ Ｃｌ
— —
２１ ００年 ６月 Ｊｎ ２ １ ｕ ．０ ０
再热蒸汽冷段管道水冲击的原 因分析和控制措施
两个 中压主 汽 阀 ， 然后 由两个 中压 调节 汽 阀流 出 ， 经
１ 事件 的发 生过程
１ ２ ９：３机组 负 荷 ２ ＭＷ ， 负荷 暖机 ， 汽机 超 ２ 低 为
速试 验 做 准 备 。此 时 的 再 热 器 出 口蒸 汽 温 度 为
过 中压 导汽管 由中部 进 入 中压 缸 ， 汽做 功 后从 中 蒸 压缸 上部 排汽 口排 出 ， 中 、 压 缸 连 通 管 ， 经 低 进入 低 压缸 中部 ， 正反 向进 入 双分流 结构 的低 压缸做 功 ， 经 乏 汽经两 端 的排汽 口向下 流人 安装 在低 压缸下 部 的
蒸汽管内运动水团对管端结构瞬态冲击研究综述
第39卷第2期核科学与工程Vol.39 No.2 2019年4月Nuclear Science and Engineering Apr.2019蒸汽管内运动水团对管端结构瞬态冲击研究综述侯庆志1，李顺达1，林 磊2，Arris Tijsseling3（1. 天津大学建筑工程学院，天津300350；2. 苏州热工研究院，江苏苏州215004；3. 埃因霍芬理工大学数学与计算机系，荷兰埃因霍芬，5600MB）摘要：高压蒸汽作用下，核电站管道系统中因蒸汽凝结形成的水团可以对系统中的非连续部位造成强烈的冲击，使之产生破坏。
自该问题提出以来，物理模型和实验研究相对丰富，然而，不论对于水团在管内的运动还是在管道非连续部位的冲击，普适的数学模型还不存在。
虽然获得的实验数据已被集成于电站管道系统的设计过程，但当前的软件和模型依然无法充分模拟该复杂的气液混流与高速冲击问题。
本文综述了该问题的实验研究和数学模型，通过比较指出了其中的不足之处，并提出了展望。
关键词：水团；管道；冲击；综述中图分类号：TB126；TE685 文献标识码：A 文章编号：0258-0918（2019）02-0179-10Impact Force on End Obstacles Due to Water SlugTravelling in a Void Steam Line：A ReviewHOU Qingzhi1，LI Shunda1，LIN Lei2，Arris Tijsseling3（1. School of Civil Engineering，Tianjin University，Tianjin 300350，China；2. Suzhou Nuclear Power Research Institute，Suzhou，Jiangsu Prov. 215004，China；3. Department of Mathematics and Computer Science，Eindhoven University of Technology，5600MB，the Netherlands）Abstract：Under high driving steam pressure in thermal and nuclear power plants，the condensed water slug in the piping system can attain a high velocity，inducing the dynamic force to various obstacles in the pipeline. Significant contributions going back to 1990s have been made to better understand it. Comparing to a large amount of experimental work，the mathematical modeling is still insufficient not only for the slug movement in the pipeline，but also for the slug impact at the obstacles. The obtained experimental data has been integrated into the piping design process，______________________收稿日期：2018-06-26基金项目：国家自然科学基金（No.51478305），归国留学人员科研启动基金作者简介：侯庆志（1978—），男，山东济宁人，博士，副教授，现主要从事计算水力学及其工程应用方面的研究179180however ，the current software and models are unable to adequately simulate the complex mixed flows and the induced impact forces. This paper reviews the attempts and compares the experimental and mathematical models currently in use. The corresponding deficiencies are summarized and the research direction for subsequent studies is proposed. Key words ：Water slug ；Pipeline ；Impact ；Overview在火电站和核电站系统中，管线是输送高温高压蒸汽的重要工具，在电站系统的日常运营和风险分析中起着重要作用。
核电厂高能管道破裂喷射冲击影响区域的分析
1 概述
模型以及喷射冲击影响区域的研究较少。
核电厂管道按照运行压力和运行温度可划分为高能
本文基于 ANSI/ANS 58.2[4]和相关技术文献，总结了喷
大量的高能管道，包括反应堆冷却剂系统（RCP）、化学和容 详细分析。
积 控 制 系 统（RCV）、安 全 注 入 系 统（RIS）、余 热 排 出 系 统
圆 喷射流模型
（RRA）等。
核电厂中正常运行工况下最高运行压力超过 2MPa
高能管道破裂（high energy piping break，简称 HEPB） （表压）或最高运行温度超过 100益的管道划为高能管道[1]。
研究视界
科技创新与应用 Technology Innovation and Application
2019 年 31 期
核电厂高能管道破裂喷射冲击影响区域的分析
黄 甲，彭 建，吴高峰，梁建刚，王明毓
（深圳中广核工程设计有限公司，广东 深圳 518026）
摘 要：核电厂设计中需要考虑高能管道破裂，从高能管道破口处产生的喷射流会对周围的构筑物以及设备产生喷射冲击效应。
是核电厂设计中重要的内部灾害事件之一。《核动力厂设 高能管道破裂时，管道内的流体介质会在压差的作用下从
计安全规定》[2]章节 5.2.4.2 中明确要求“核动力厂设计必须 破口处喷放，形成高速喷射流。对于每个假想破裂位置，都
考虑发生诸如以下内部灾害的可能性：内部水淹、飞射物、 应就流体喷射冲击对附近构筑物和部件的可能影响进行
核电启动给水泵热冲击试验方案
核电启动给水泵热冲击试验方案一、试验目的。
咱做这个热冲击试验啊，就是想看看启动给水泵在突然受到温度变化冲击的时候，它还能不能稳稳当当工作，就像考验一个人突然遇到大惊吓还能不能保持冷静一样。
这对保证核电设备安全可靠运行那可是相当重要的。
二、试验设备及系统。
1. 启动给水泵。
这就是咱们今天的主角啦，整个试验都围着它转呢。
2. 相关的管道系统。
这些管道就像血管一样，把水输送到给水泵里，连接着各种阀门、传感器啥的。
3. 温度传感器。
这就像体温计一样，能告诉我们水的温度变化情况，看看这个热冲击到底有多“热”。
4. 压力传感器。
用来监测给水泵在试验过程中的压力情况，压力要是乱了套，那可就麻烦喽。
5. 流量测量装置。
要知道水的流量，就像知道一个人吃饭吃多少一样重要，流量不对，给水泵也会闹脾气的。
三、试验前准备。
1. 设备检查。
咱们得像医生给病人做全面检查一样，仔仔细细地查看启动给水泵。
看看泵体有没有裂缝啊，叶轮是不是正常转动啊，电机有没有什么异常声响之类的。
对那些管道系统也要查一查，有没有漏水的地方，阀门能不能灵活开关，可不能在试验的时候掉链子。
2. 传感器校准。
温度传感器、压力传感器还有流量测量装置这些小家伙，要让它们变得超级精准。
就像给狙击手的瞄准镜校准一样，一点点偏差都不行，不然测出来的数据可就不准啦。
3. 安全措施准备。
核电这事儿可开不得玩笑，安全是第一位的。
在试验现场要设置好防护栏，防止无关人员靠近。
还要准备好灭火设备，万一有啥意外情况，也能迅速应对。
四、试验步骤。
1. 初始状态记录。
先把启动给水泵的各种初始状态记录下来，就像给它拍一张起始的照片一样。
记录下泵的转速、进出口的压力、温度、流量这些数据，这就是咱们的参考起点。
2. 热冲击施加。
然后呢，咱就开始给这个给水泵来点“热刺激”。
通过调节热水源的阀门，让热水快速进入给水泵。
这个时候，就像给平静的湖水突然倒入一大桶热水一样，给水泵里面的水温就会迅速升高。
反应堆管道系统水锤现象不利影响及防治措施研究进展
循环水供水系统是反应堆系统的重要组成部分，主要适用于反应堆蒸汽发生器热交换、余热排出以及换热器热交换等涉及热量交换的部分（如图1所示）。
反应堆多个供水系统和蒸汽系统都曾出现过或大或小的水锤现象。
水锤是有压流体体系中的泵体、阀体等水力部件紧急动作造成流体动量骤然变化而引起的水压瞬变过程，是管道系统中由水力撞击引发的一系列压力骤变且交替变化的行为。
当管道发生非预期的水锤时，所产生的动力载荷可达管道正常压强值的数十倍以上，造成管道内及管壁受力情况迅速恶化。
水锤的外部表观为剧烈振动和巨大噪音、管道及其附属构建物产生共振，严重时表现为管道及附属构建物变形、疲劳断裂和功能性丧失、管网泄漏和供给中断，系统不能正常运行。
反应堆管道系统水锤现象不利影响及防治措施研究进展张义科，彭军，李福春，余峰，张克强，赵登山，赵占奎，程浩博，雷琴（中国核动力研究设计院第一研究所，成都610041）摘要：在核电反应堆及研究型反应堆系统中，水锤是一种较为常见的现象。
反应堆循环水供水系统、蒸汽系统及其他辅助系统（如热阱）和水力测功系统等都曾发生过多起水锤现象。
水锤现象往往伴随很响的锤击声，轻则引起相邻管道振动，重则导致结构性缺陷，造成管网漏液甚至供给中断，时刻威胁反应堆运行安全。
本文调研了国内外水锤现象的研究现状及进展，重点分析了反应堆系统管路水锤现象的成因以及采取的应对措施。
关键字：反应堆系统；水锤现象；不利影响；防治措施中图分类号：TL38文章标志码：A文章编号：1672-5360（2021）01-0022-05收稿日期：2020-05-29修回日期：2020-06-30作者简介：张义科（1989—），男，四川成都人，工程师，硕士研究生，动力工程及工程热物理专业，现主要从事反应堆机械系统研究与设计工作控制棒及驱动机构稳压器二回路系统汽轮发电机凝汽器给水泵冷却水源蒸汽发生器主冷却剂泵反应堆一回路系统循环水图1压水反应堆流程及原理图Fig.1Flow chart and schematic diagram of pressurized water reactor张义科，彭军，李福春，等.反应堆管道系统水锤现象不利影响及防治措施研究进展［J ］.核安全，2021，20（1）：22-26.Zhang Yike ，Peng Jun ，Li Fuchun ，et al.Adverse Effect of Pipeline Water Hammer Effect on Reactor System and Countermeasures ［J ］.Nuclear Safety ，2021，20（1）：22-26.V ol.20,No.1,Feb.2021反应堆的安全运行极大程度上依赖循环冷却水源的可靠供给，而非设计基准下的水锤现象发生时间短且破坏性强，无论是从反应堆的长期稳定运行，还是反应堆的安全分析来说，水锤现象都是需要关注的问题。
核电厂重要厂用水系统水力计算优化研究
管道雷诺数 Ｒｅ＞２×１０６。若 使 用 谢 才 公 式，粗 糙 系 数ｎ 对谢才公式或海曾－威廉公式影响较大，易产生
较大误差。达西公式为均匀流沿程水头损失的普遍
计算式，适用于 任 何 截 面 形 状 的 光 滑 或 粗 糙 管 内 充
分发展的层流和湍流流动，在 ＳＥＣ 系 统水 力计 算 中
普遍应用。
当ｖ≥１．２ ｍ／ｓ时，
１６９
第４６卷 增刊２０２０年
给水排水
ＷＡＴＥＲ ＆ ＷＡＳＴＥＷＡＴＥＲ ＥＮＧＩＮＥＥＲＩＮＧ
Ｖｏｌ．４６ 增刊２０２０
ｖ２ ｉ＝０．００１ ０７ｄｊ１．３
（８）
当ｖ＜１．２ ｍ／ｓ时，
ｖ２ ｉ＝０．０００９１２ｄｊ１．３
（１＋０．ｖ８６７）０．３
（９）
舍维列夫公 式 适 用 于 紊 流 过 渡 区 及 粗 糙 区，在
Ｒｅ槡λ
＝
－０．８６８ ５９ｌｎ［３．Ｋ７ｄ
＋ ２．５１］（１１）
Ｒｅ槡λ
Ｒｅ＝ｖＶ×ｄ
（１２）
２．２．４ 沿 程 阻 力 系 数 经 验 公 式 比 较
三种水力计算公式适用范围比较如表２所示。
表 ２ 沿 程 阻 力 系 数 经 验 公 式 比 较
Ｔａｂ．２ Ｃｏｍｐａｒｉｓｏｎ ｏｆ ｒｅｓｉｓｔａｎｃｅ ｃａｌｃｕｌａｔｉｏｎ ｆｏｒｍｕｌａｓ
２．２ 沿 程 阻 力 系 数 公 式
２．２．１ 舍 维 列 夫 公 式
舍维列夫公式对旧钢管和旧铸铁管进行的试验
得 出 式 （７）：
１ ｖ２ ｉ＝λｄｉ ２ｇ
（７）
应用 式（２）的 导 出 条 件 是 水 温 １０ ℃，运 动 粘 度
１．３×１０－６ ｍ２／ｓ，将其带入式（７），可得式（８）、式（９）：
论核电厂高能管道破裂喷射冲击影响区域
论核电厂高能管道破裂喷射冲击影响区域摘要：在设计核电厂的时候设计者最需要考虑的一个问题就是怎么解决高能管道破裂问题。
因为从高能管道破口喷射出的物质会对四周的建筑物和设备产生非常严重的喷射冲击效果。
本文通过分析核电厂高能管道破裂出现的原因，同时计算喷射流模型和喷射锥的计算方法，通过分析的结果总结出更多设计核电厂高能管道破裂防护的条件，希望能够为以后的设计人员提供一些帮助。
关键词:核电厂；高能管道；破裂喷射；冲击因为核电厂里面有很多的高能管道，这些管道会设计很多的接口处和端口处，在设计的时候如果不设计好高能管道，就会出现高能管道破裂，破裂之后就会影响整个系统的发展，严重的时候还会出现核电厂停止生产的现象。
核电厂高能管道断裂破坏会造成非常大的影响，所以现在已经收到核电站设计者和很多安全管理人员的重视。
核电站的设计人员在设计的时候会使用非常多的方法来进行试验，通过提高和分析方法来防止高能管道破裂对核电站的破坏，这样就能更好的保证核电站的安全。
核电厂高能管道就是核电厂在正常工作的时候运行的压力超过2MPa或者温度超过100℃的管道。
在核电厂里面有非常多的高能管道，高能管道主要存在的系统包括：化学和容积控制系统、安全注入系统等。
在核电厂里面最严重的问题就是高能管道破裂问题，所以在设计的时候设计师需要重点考虑这个问题，核电厂高能管道破裂喷射出来的物质会对目标造成喷射冲击效应。
一、核电厂高能管道破裂喷射流模型核电厂管道破裂之后管道里面的流体介质喷射出来之后会形成高速喷射流，这些喷射流的类型主要包括：1、核电厂高能管道破裂喷射无膨胀喷射流在冷水管道里面的流体在喷放的时候形成的不可压缩喷射流就是无膨胀喷射流。
如图所示是环向破裂-无膨胀喷射流的示意图：2、核电厂高能管道破裂喷射膨胀喷射流在饱和水或者是过冷水管道里面喷射出来的流体介质会出现快速闪蒸现象，之后形成湿蒸汽，闪蒸之后会增加喷射流的直径，最终形成的就是膨胀喷射流。
核电主蒸汽管道冲击力学性能改进及弯曲裂纹预防
房屋改造砌墙合同范本合同编号: [合同编号]合同双方甲方：[甲方姓名] 住所：[甲方住所] 电话：[甲方电话]乙方：[乙方姓名] 住所：[乙方住所] 电话：[乙方电话]鉴于：1.甲方是一名合法拥有位于[地址]的房屋的业主，并希望进行房屋改造项目；2.乙方是一家具备合法砌墙技术和资质的承包商，在此表示愿意负责该房屋改造项目。
现甲乙双方根据自愿原则，经友好协商，并根据《中华人民共和国合同法》的相关规定，达成以下协议：一、合同项目1.1 甲方授权乙方对位于[地址]的房屋进行改造和砌墙工程。
1.2 本合同项下的砌墙工程包括但不限于墙体拆除、新墙砌筑、防水处理等，详细工程内容和要求见《工程划分表》。
1.3 甲方应提供施工所需的图纸资料，并提供相关建设许可证明以保证施工的合法性。
二、工期和工程款项2.1 本工程的工期为[具体天数]个工作日，自合同签署之日起计算。
2.2 工程款项及支付方式：•甲方应在本合同签订之日，向乙方支付工程总款项的50%作为预付款；•工程完工后，甲方须在三个工作日内结清剩余工程款项。
2.3 若因甲方原因导致工程进度延误，甲方应按实际延误天数支付违约金，违约金比例为合同总款项的1%。
2.4 若因乙方原因导致工程进度延误，乙方应按实际延误天数支付违约金，违约金比例为合同总款项的1%。
2.5 若因不可抗力导致工程未能按时完成，双方将进行友好协商，协商一致后决定后续工程进展和款项支付。
三、工程质量和保修3.1 乙方承诺在施工期间，严格按照国家相关标准和技术要求进行施工，确保工程质量。
3.2 工程完工验收合格后，乙方将提供工程保修期为[保修期限]的保修服务，对于因工程施工质量问题导致的修复或维护将由乙方负责。
3.3 在保修期内，如甲方需要维修或保养，应提前30天书面通知乙方，并协商解决方式和费用问题。
四、合同变更和解除4.1 如需变更本合同的内容，甲、乙双方须经友好协商一致，并在变更后及时签订书面补充合同。
附核电厂蒸汽循环分析
4-3绝热压缩，给水泵消耗的功
2-3乏汽在冷凝器中冷凝， 也为定压过程
wC h4 h3
q2 h2 h3
循环净功 wnet wt,T wC (h1 h2 ) (h4 h3 ) (h1 h4 ) (h2 h3 ) q1 q2 qnet 19
t
wnet q1
1 q2 q1
10
★ ex1
ex2
e w e ex ,T
T,act
x1
x2act
It ex1 ex2 wT,net
11
I ex,H1 (1 2 4 5 )ex,H 6 e2 x,H 2 e4 x,H 4 e5 x,H 5 7ex,H 7 e8 x,H 8 (1 2 4 5 7 8 )ex,H 9 ex,W ex,Q
s2 3.138kJ/(kg K)
7.08MPa，
221.3℃
4
h ' 1242.0kJ/k g s ' 3.078kJ/(kg K) h" 2777.8kJ/k g s" 5.848kJ/(kg K)
h4 h ' x(h" h ') 1242.0kJ/kg 0.9956(2777.8 1242.0)kJ/kg 2771.0kJ/kg
ex ,T
qm1 (ex1
qm3ex4 ex2 ) qm3ex3
608.4kg/s 1036.19kJ/kg
0.944
4875kg/s 111.28kJ/kg 608.4kg/s 206.44kJ/kg
6
讨论： ▲蒸汽发生器的热（能量）量利用率是100%，但因传热温差， 1 ▲蒸汽发生器内两股流体（一回路冷却剂和二回路蒸汽）的 平均温差比火力电厂的锅炉中烟气和水的温差小得多，所以
防止电厂汽水管道水击的措施 张迎文
防止电厂汽水管道水击的措施张迎文摘要：发电厂汽水管道发生水击，会对电厂的安全生产构成严重威胁，因此根据水击发生的原因及其现象，采取适当运行技术措施，避免或减小水击的危害，对保证电厂汽水管道的安全生产具有重要意义。
关键词：汽水管道；水击；防范措施一、水击现象及其危害当水或汽等流体在压力管道中流动时，当遇到突然关闭或开启阀门，水泵突然停机或启动，温度急剧变化时，流体的流动速度会发生突然变化，由于流体的惯性和压缩性，引起管道中流动的流体压力发生反复的、急剧的周期性变化，这种现象称为水击（或水锤）。
发生水击现象时管道内压力会有一个急剧的升高，其数值可能达到正常工作压力的几倍甚至数十倍，使管壁材料及管道上的设备及附件承受很大的压力，并伴随着管壁的扩张和收缩，发出强烈的振动和噪音，有如管道受到锤击的声音。
同时，高频交变应力作用在管壁上，加之强烈的振动和流体的冲击，会使金属表面打击出许多麻点。
如果此时管道系统存在缺陷，则有可能对管道或热力设备造成破坏，导致事故的发生。
所以水击不仅增加流体的流动阻力，而且也严重危及到管道系统及有关设备的安全运行。
特别是大流量、高流速的长管中以及输送温度高、压力大的水泵中更为严重。
电厂中常见的管道水击现象多发生在蒸汽管道、给水管道、循环水管道、疏水管道等汽水管道中，但在蒸汽、给水管道中发生水击现象时具体现象有所不同，相应的处理防范措施也有所不同。
二、蒸汽管道的水击与防范处理1、常见蒸汽管道的水击现象及特征在热力发电厂中水击现象最容易在蒸汽管道中发生，以下几种情况蒸汽管道水击现象比较普遍：（1）蒸汽管道由冷态备用状态投入运行，因进汽阀门开启过快或过大致使管道暖管不足；或是管道疏水未开启及疏水管堵塞时，管道比较容易发生水击。
如蒸汽管网供暖和停暖时。
（2）汽轮机或锅炉负荷增加速度过快，或是锅炉汽包发生满水、汽水共腾等事故，使蒸汽带水进入管道。
（3）运行的蒸汽管道停运后相应疏水没有及时开启或开度不足，在相关联的进汽阀门未关闭严密情况下，漏入停运管道内的蒸汽逐渐冷却为水并积聚在管道中，在一定时间后，管道将发生水击。
核电厂主蒸汽管线振动分析
3.30 1.71 4.17 3.77 3.85 0.90 0.18 0.40
100%
旁通阀开，隔离阀
3 9:27:33~9:27:39
2.38 1.71 5.59 6.78 5.35 0.65 0.15 0.35
100%~90%
旁通阀关，隔离阀
4 9:27:39~9:27:43
2.58 1.79 3.77 3.13 3.13 0.50 0.16 0.28
序 时间段 工况
主蒸汽管
安全阀
隔离阀
号
1(V) 2(H1) 3(H2) 4H(1) 5H(2) 6（V） 7H(1) 8(H2)
1 9：36： 旁通阀开， 125 125 125
125
59 前
隔 离 阀 250 250
100%
375 375
250 250 375 375 375
250 250 250 375 375 375
100%~90%
旁通阀关，隔离阀
5 9:27:43~9:27:52
2.66 2.02 3.89 3.21 3.53 0.90 0.47 1.62
90%
旁通阀关，隔离阀
6 9:27:52~9:28:26
100%
3.21 1.94 6.31 3.53 3.53 0.68 0.20 0.33
表 5 2#机组Ⅱ环隔离阀定期试验时固定测点加速度谱的主要频率值(Hz)
位移峰值(µm)
100%
90%
23
28
25
26
102
91
166
120
127
119
54
84
13
34
14
81
核电厂高配筋率钢筋混凝土结构高速冲击试验及数值模拟研究
))F
!!近年来核电厂安全性一直受到世界各国的 高度重视!在我国新升版的核安全法规 M-^+*) 中!已 明 确 要 求 新 建 核 电 厂 应 具 备 抵 抗 商 用 大 飞机撞击的 能 力!此 外!核 电 厂 在 事 故 工 况 下! 内 部 也 会 产 生 高 速 的 飞 射 物!危 害 核 电 厂 结 构 的 安 全!因 此 开 展 核 电 厂 结 构 在 冲 击 动 力 荷 载 下的损伤破坏机理研究是核电厂冲击防护研究 中非常重要的一部分&
收 稿 日 期 )*)+I*)I)?#修 回 日 期 )*)+I*!I+@ 基 金 项 目 中 核 集 团 '青 年 英 才 (项 目 " 通 信 作 者 蒋 ! 迪
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增 刊 ! ! 宋 孟 燕 等 )核 电 厂 高 配 筋 率 钢 筋 混 凝 土 结 构 高 速 冲 击 试amp;((!X-&032)(/20.!1%-(+#30':#-%'02#".9(/(0+3* ".9(#.6"+3(!$".3+(2(:2+%32%+(
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上述水团冲击问题可以拆分为以下两个 子 问 题 ：（ 1） 高 压 气 体 驱 动 下 ， 水 团 在 水 平 管 道 内 的 运 动 ；（ 2） 高 速 运 动 水 团 对 管 端 结 构物的冲击。目前国内有关这方面的工作报 道或计算结果十分有限，大部分工作集中于 核电站管道内水汽锤问题的研究上。基于 Wylie 和 Streeter[1]关于 管道瞬变 流 的基础理 论 ，刘 叔 千 [2]在 1989 年最 早 总 结 了 核 电 站 管 道中水汽锤的计算原理，并详细介绍了一些 典型管道部件的处理方法。1995 年，刘叔千 和 周 美 五 [4]描 述 了 蒸 汽 管 中 水 团 的 形 成 过 程，并利用水锤公式计算了水团对管道弯头 的冲击力，从而为进一步的管道动力分析提 供了时程压力输入。
法对结果没有显著影响。
关键词：高速运动水团；冲击；蒸汽管道；弯头；反作用力
中图分类号：TB126；TL48
文献标识码：A
文章编号：0258-0918（2019）01-0018-06
High Velocity Water Slug Impact in Steam Pipelines of NPP
HOU Qingzhi1，LI Shunda1，LIN Lei2
在核电站系统中，管线是输送高温高压 蒸汽的重要工具。当系统因为维修或其他因 素停机时，管线中的蒸汽将因温度的降低凝 结成液体，在系统中的低洼处或者阀门后聚 积起来，形成具有一定长度的水团。当系统 重新启动，阀门突然打开时，水团在高压蒸 汽的驱动下不断加速运动。当高速运动的水 团遇到管线内部的非连续部件时（比如，弯 头 、孔 板 、三 通 或 者 部 分 关 闭 的 阀 门 等 构 件 ）， 将对其产生强烈的冲击。目前，对于高速运 动水团对结构物的冲击，研究者还没能完全 理解其物理机制，通常将其归结为流体的动 量转换或者水锤效应上。
（1. Tianjin University，School of Civil Engineering，Tianjin 300350，China； 2. Suzhou Nuclear Power Research Institute，Suzhou of Jiangsu Prov.215004，China）
摘 要 ：高 压 蒸 汽 作 用 下 ，核 电 站 管 道 系 统 中 凝 结 产 生 的 水 团 可 以 对 系 统 中 的 非 连 续 部 位 造 成 强
烈 的 冲 击 ，使 之 损 坏 或 者 丧 失 功 能 ，从 而 给 核 电 站 的 安 全 运 行 带 来 较 大 威 胁 。针 对 高 速 运 动 水
第 39 卷 第 1 期 2019 年 2 月
核科学与工程 Nuclear Science and Engineering
Vol.39 No.1 Feb.2019
核电厂蒸汽管道中高速运动水团冲击研究
侯庆志 1，李顺达 1，林 磊 2
（1. 天津大学 建筑工程学院，天津 300350；2. 苏州热工研究院，江苏 苏州 215004）
Abstract：Under high driving pressure of gas or steam in nuclear power plants (NPP), condensed water slug in steam piping system can attain a high velocity and induce damageable dynamic forces to various obstacles, posing a potential threat to safe operation of NPP. Based on high-dimensional feature of the water slug at bend, an improved one-dimensional model for slug impact is proposed and validated against experimental and numerical results in literature. It is shown that both the amplitude of the impact and the overall pressure trend obtained using the current model have better agreements with the experiments than those given by existing models. Different time integration algorithms (Euler method and fourth-order Runge-Kutta
果 与 文 献 中 的 实 验 结 果 以 及 其 他 模 型 数 值 结 果 进 行 了 对 比 。对 比 结 果 表 明 ，不 论 是 冲 击 力 幅 值 ，
还是冲击压力时程曲线，本文模型所得结果都与实验结果高度吻合，并且优于已有模型结果，
这 也 证 明 了 所 提 出 的 弯 头 反 作 用 力 计 算 方 法 的 合 理 性 。另 外 ，当 时 间 步 长 较 小 时 ，数 值 积 分 算
______________________ 收稿日期：2018-03-26 基金项目：国家自然科学基金（No.51478305），归国留学人员科研启动基金 作者简介：侯 庆 志 （ 1978— ）， 男 ， 山 东 济 宁 人 ， 副 教 授 ， 博 士 ， 现 主 要 从 事 计 算 水 力 学 及 其 工 程 应 用 方 面 的 研 究
18
method) are also tested, and it is found that when time step is small, no obvious differences can be observed. Key words：High velocity water slug；Impact；Steam pipeline；Elbow；Reacting force
团 对 管 端 弯 头 的 冲 击 问 题 ，考 虑 水 团 在 弯 头 处 的 高 维 动 力 学 特 性 ，建 立 了 单 个 水 团 的 冲 击 动 力
学模型，分别运用欧拉方法和四阶龙格-库塔方法对模型进行了数值求解。为了验证模型的有
效 性 ，特 别 是 弯 头 反 作 用 力 的 计 算 方 法 ，模 拟 了 不 同 工 况 下 的 高 速 水 团 冲 击 问 题 ，并 将 模 拟 结