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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 西安交通大学能源与动力工程学院 西安710049 东方汽轮机有限公司 四川德阳618000
【关键词】 事故工况 冷却水流速 瞬态传热 凝汽器压力
【摘要】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1000MW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。
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