核电站凝汽器的压力瞬态变化特性

作者：王新军; 周子杰; 宋钊; 鲁前奎; 李家富

来源：西安交通大学学报, 2015, 49(07): 6-54.

• 事故工况
• 冷却水流速
• 瞬态传热
• 凝汽器压力

为了掌握事故工况下核电凝汽器压力的瞬态变化特性,建立了循环冷却水系统和凝汽器瞬态传热与压力的数学模型,采用Fortran语言编制了瞬态变化特性的计算程序。冷却水流动模型中涉及到水泵参数、管道布置、止回阀门特性及虹吸井参数等,根据凝汽器稳态运行工况可以确定控制容积的初始条件。针对某1 000 MW核电机组凝汽器,数值研究了冷却水流动和凝汽器压力的瞬态变化,结果表明:在突然断电停泵时,冷却水的流速快速降低且波动性地降至零,同时出现了逆流现象;凝汽器传热系数经历了急剧减小、先增大后减小和基本不变的3个阶段;凝汽器在设计、冬季和夏季3种工况下的压力曲线均呈现出波动性增大的趋势,汽轮机紧急停机压力信号和凝汽器不可用压力信号的时间间隔均为26.4s,能够满足核电站运行的要求。

• 单位
  东方汽轮机有限公司; 西安交通大学