NB-T20699-2023压水堆核电厂反应堆流动稳定性评定方法.docx

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1、ICS27.120.20F65NB中华人民共和国能源行业标准NBrr206992023压水堆核电厂反应堆流动稳定性评定方法F1.owStabi1.ityEva1.uationMethodForPressurizedWaterReactorNuc1.earPowerP1.ant2023-10-11发布2024-04-11实施家能源局谛言I1.I范困I2规范性引用文件I3术语及定义14水力学稳定性设计基准25流动不稔定性分类及基本特征26压水堆堆芯流动稳定性及评定方法4附录A（资料性）堆芯静力学流动不棺定性分析方法6附录B（资料性）堆芯动力学流动不稳定性分析方法7参考文献IO本文件按照GB，T1.

2、1-2020标准化工作导则第I部分：标准化文件的结构和起草现Wn的规则起草*请注意本文件的某些内容可能涉及专利。本文件的发布机构不承担识别专利的行任，本文件Ih能源行业核电标准化技术委员会提出.本文件由中国核电发展中心归口.本文件起草单位：上海核工程研究设计院股份有限公司、中国核动力研究设计院、中广核研究院有限公司.本标准主要起草人I许志红、王铝、杨萍，秦S:耿、刘楠、现岑、仰克美、张迪、刘展、黄代顺.钱立波、张勇毛玉龙.压水堆核电厂反应堆流动稳定性评定方法1范B1.本文件规定了压水堆核电厂反应堆热工水力设计基准之一反应堆堆芯流动稳定性设计基准的评定方法.本文件适用于压水堆核电厂反应堆热工水力

3、设计，也可以作为小型压水堆热工水力设计参考.2粕范性引用文件下列文件中的内容通过文中的规范性引用而构成本文件必不可少的条款.其中，注日期的引用文件，仅该日期对应的版本适用于本文件：不注日期的引用文件，其最新版本（包括所有的修改单）适用于本文件。GB,T4960核科学技术术治NB.T20035-2011压水堆核电厂工况分类NB/T2OO57.2-2O12压水堆核电厂反应堆系统设计堆芯第2部分：热工水力设计准则3术语及定义GBT4960.NBT20035-2011和NBT2005722012界定的以及下列术语和定义适用于本文件.X怀加f1.oinstabi1.ity流动不佬定是指在一个流量、压降和

4、空泡之间存在着揭合的两相系统中，流体受到一个微小的扰动后所产生的流量漂移或者以某一颈率的恒定振帕或变振幅进行的流出振荡.MA*#f1.owexcursion流的非周期性地从一个数值改变为另一个数值.流*三三f1.owosci1.1.ation流吊周期性的发生改变，振幅可以是梃定的或不变化的,密度波densitywave沸将通道中由于流状、流体密度以及压降之间发生相互反馈作用而产生的低频（IHZ左右）脉动现3.5工况I正常运行norma1.operation核电厂在短定的运行限假和条件范用内的运行.3.6工况II中等H率，件modc111.efrvquencyevent核电机in在一个H历年内可

5、能发生的很隅正常运行的状态或故障.4水力学定性该计Wa压水堆核电厂反应堆堆芯流动在定性设计掂掂为：在工况I和工况H卜，反应堆堆芯不会发生水力学不稔定.5充动不嵬性分类及苔本特在流动秘定是指汽液两相流动系统中，当流体受到扰动进入新的运行工况后，可逐渐回受到原来的运行状态.枪定流动的特性参数仪是空间变量的函数，与时间变量无关.流动稳定示意图见图I.反之,当流体受到扰动无法回复到原求的稳定状态,则称为流动不稳定.时间初始检定状态点初始检定状态点Bi米幼定示宏留5.2 St动不定性分类流动不也定性可分为两大类：峥力学流动不也定性和动力学流动不枪定性.5.3 力学途动不定性W本带隹静力学流动不稳定性是其

6、周期性的改变栗统的稳态I：作运行点.基本特征是系统在经受一个微小忧动后,会从原来的也态工作点转变到处个不相同的也态工作点运行.静力学不糕定性示意图见图2.初始检定状态点时间图2力学去动不定性示,885.4 动力学空动不定性卡本特征动力学流动不稳定性是周期性地改变泰统的稳态I：作状况,惯性和反馈效应是制约流动过程的主要因素,其基本特征姑当系统经受某-阳间的扰动后，压力扰动以声速传播，流fft扰动以流动速度传播，两行之间的海后和反馈作用下,流动发牛.周期性?J得.动力学流动不稳定性示意图见图3.初始稔定状态点初始稳定状态点H3动力学流动不定性示，图6压水堆增芯鹿动定性及”定方旅&1概处61.1反应

7、堆设计中,不期望发牛.堆芯流动不稳定,因为流动不柩定可能引起热工水力条件的变化.从而降低设备运行性能，干扰控制系统运行，或者引起反应堆产生非预期的堆内构件强迫振动。6.1.2乐水堆核电厂反应堆堆芯流动稳定性评定中考虑两种特定类型的流动不稳定性：a)流Ift漂移型(或称柒迪内格型(1.ttiiMgg)的梆力学流动不稳定性：b)密度波型的动力学流动不稳定性.6.1.3压水堆核电厂反应堆堆芯神力学流动不便定性一一流民漂移型不移定性是指流好从一个稳定值突然变化为另一个依，当反应堆冷却剂系统的压降一流量曲妓的斜率在数值上小于回路所提供坐动压头一流第曲段的斜率时，就会发生这种不稳定性,压水堆核电厂反应堆堆

8、芯料力学流动不秘定性推荐的评定方法详见6.2.6. 1.4压水堆核电厂反应堆堆芯动力学流动不稳定性一一密度波型不稳定性是指加热通道入口流显波动引起*的扰动，从而影响单相区长度和压部.进而引起在加热流道两相区内含汽率或空泡的扰动，花两相区内的含汽率和两相反长度的扰动引起两相压降的扰动.由于堆芯单相区和两相区总压降足岫过堆芯外流体系统的特性维持.两极区的扰动又会反馈给电相区.这样的扰动既可能衰戡也可能向持F去.压水堆核电厂反应堆堆芯动力学流动不IS定性推荐的评定方法详见6.3.6.2 堆芯。力学漉动不一定性辨定方法压水堆核电厂反应堆堆芯际力学流动不稳定性评定方法的准则为:(1)式中:Q体积流量，m

9、s:p,稳态压降，Ri;p界聪W压头，E计算推导过程详见附录M6.3 堆芯动力学流动不稳定性评定方法汽水堆核电厂反应堆堆芯动力学流动不稳定性评定方法推花果用MMhii方法,评价平行闭式流道系统在某一给定工况Z关于密度波里的堆芯动力学流动是否税定，步臊如下：a）确定图4中稳定性分界线：b）确定距离发生流动不检定性的反应堆功率裕度.计W和推导过程详见附录B.压水堆堆芯布置棒束燃料组件形成开式流道，相邻流道间横向皿力很小，利于高功率密僮流道的较热冷却剂进入低功率密度流道，因此，在相同的边界条件下，开式通道结构比闭式通道更稳定。所以反应堆设it应用MJShi访法是保守的.Npckeq图4密度波振荡的稔

10、定性图附录A（资料性）康芯静力学流动不枪定性分析方法对于一个流道的系统，其稔态压降为!1,由三部分组成，分别是摩擦压降口局部压降口提升压降困，警收!那驱动压头!.流道的动力平衡条件为：式中：Q体积流量，mp,稳态质降.f:p外界驶动压头，P.I流体当量惯性,1.=pA;I流道长度，m;A械面枳,mP密度.kgW;T时间，$,系统不受据财，QoW数，pa=pie运用小扰动原理，令Q=Q+Q.可得增量方程:此式直接积分，令枳分黏数为c.WO；从（A3）式可以得出，且No/r系统稳定附录B（资料性）雄芯动力学流动不稳定性分析方法B.1动力学不稳定性判定对平行闭式流道系统,为r评刊在某一给定工况下是否

11、存在率度波里的堆芯动力学流动不松定性.M1.shu研制了一套简能的方法。该方法计兑堆芯运行工况下热通道的两个无因次数NCtUa（壁面产热与流体吸热的比值）和NU流体过冷增差与汽化潜热比值）.a）无因次数Neh.a:JNZ=-vnI.一一加热通道长度,m：Vi通道入口处连度，m/s;aNE（BZI仪式中1qw壁面热流密度，Wn?;5加热周长，m;A一通道的流通面积.m+hg化潜热，J/kg。b）无因次数sub:(8.3)式中：hsub堆芯入口流体达到饱和状态的焙差.hsub=1.）d;Mg;h饱和麻体烯值，JZkg;h堆芯入口流体焰ft.Akg然后绘制稳定性图（详见图4）,稳定性图是由（NPCh

12、.eg,Nsub）点和稔定性线组成，其中，稳定性设是通道几何参数和两相摩擦因f的函数，其函数形式为：c*=DcK将公式（B.I）和（B.3）代入公式（B.4）的左侧，则稔定性税的方程左侧为:JX界黯a(H5)由于qwI=Q（热量输入）：pAv6=m（项流率）;Qm=hc-hi（能Ift平衡）:hsub=hc-hi.因此，公式（BS）可整理为:NiPt.(B.6)由堆芯运行工况下热通道条件确定的（NPCh.eg.Nsub）点相对干稳定性线的位置就可确定是发生密度波型的动力学流动不稳定性.如果此点落在该线的左边,则此工况是稳定的：若落在该城的右边则此工况是不稳定的。8.2 稳定性准则的适用性验证兼

13、证稳定性的有效准则为:(B.7)N(Nu)C鄂.(NMT应于掂芯入口旋体过冷度为零的值。a-p,F(B.8)(B.9)式中：X堆芯出11流体含汽率.8.3 反应堆功率裕度计算.(B.I0)首先，确定he的值(=hemax).使得该工况恰好落在稳定性线上。然后计算gnaq.J（三）u1.(B.1式中：mHc热通道流量=n最后计算距禹发生流动不稳定性的反应堆功率裕度：反应堆功本裕度公V.(B42)考文Mt(ISaha.P.Ishii.M.andZubcr.N.AnExperirnen1.a1.InvestigationoftheThernia1.1.yInduced11wOsci1.1.ationsinTwo-PhaseSys(emsJ!Journa1.o(HeaiTransfer.1976:616622.