ICS 27.120.20 F 65 中 华 人 民 共 和 国 能 源 行 业 标 准 NB/T 20699—2023 压水堆核电厂反应堆流动稳定性评定方法 Flow Stability Evaluation Method For Pressurized Water Reactor Nuclear Power Plant 2023 - 10 - 11发布 2024 - 04 - 11实施 国家能源局 发 布 NB/T 20699 —2023 I 目 次 前言 ................................................................................ II 1 范围 .............................................................................. 1 2 规范性引用文件 .................................................................... 1 3 术语及定义 ........................................................................ 1 4 水力学稳定性设计基准 .............................................................. 2 5 流动不稳定性分类及基本特征 ........................................................ 2 6 压水堆堆芯流动稳定性及评定方法 .................................................... 4 附录 A（资料性） 堆芯静力学流动不稳定性分析方法 ...................................... 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 ............................................................................ 10 NB/T 20699 —2023 II 前 言 本文件按照GB/T 1.1―2020《标准化工作导则 第1部分：标准化文件的结构和起草规则》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责任。 本文件由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：许志红、王喆、杨萍、秦慧敏、刘镝、魏岑、曹克美、张迪、刘展、黄代顺、 钱立波、张勇、毛玉龙。 NB/T 20699 —2023 1 压水堆核电厂反应堆流动稳定性评定方法 1 范围 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设计，也可以作为小型压水堆热工水力设计参考。 2 规范性引用文件 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/T 4960 核科学技术术语 NB/T 20035-2011 压水堆核电厂工况分类 NB/T 20057.2-2012 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 GB/T 4960 、NB/T 20035-2011 和NB/T 20057.2-2012 界定的以及下列术语和定义适用于本文件。 3.1 流动不稳定 flow instability 流动不稳定是指在一个流量、压降和空泡之间存在着耦合的两相系统中，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频率的恒定振幅或变振幅进行的流量振荡。 3.2 流量漂移 flow excursion 流量非周期性地从一个数值改变为另一个数值。 3.3 流量振荡 flow oscillation 流量周期性的发生改变，振幅可以是恒定的或者变化的。 3.4 密度波 density wave 沸腾通道中由于流量、流体密度以及压降之间发生相互反馈作用而产生的低频（1Hz左右）脉动现 象。 NB/T 20699 —2023 2 3.5 工况I——正常运行 normal operation 核电厂在规定的运行限值和条件范围内的运行。 3.6 工况II——中等频率事件 moderate-frequency event 核电机组在一个日历年内可能发生的偏离正常运行的状态或故障。 4 水力学稳定性设计基准 压水堆核电厂反应堆堆芯流动稳定性设计基准为：在工况 I和工况II下，反应堆堆芯不会发生水力学 不稳定。 5 流动不稳定性分类及基本特征 5.1 概述 流动稳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，可逐渐回复到原来的运 行状态。稳定流动的特性参数仅是空间变量的函数，与时间变量无关。流动稳定示意图见图 1。 反之，当流体受到扰动无法回复到原来的稳定状态，则称为流动不稳定。 图1 流动稳定示意图 NB/T 20699 —2023 3 5.2 流动不稳定性分类 流动不稳定性可分为两大类：静力学流动不稳定性和动力学流动不稳定性。 5.3 静力学流动不稳定性基本特征 静力学流动不稳定性是非周期性的改变系统的稳态工作运行点。 基本特征是系统在经受一个微小扰 动后，会从原来的稳态工作点转变到另一个不相同的稳态工作点运行。静力学不稳定性示意图见图 2。 图2 静力学流动不稳定性示意图 5.4 动力学流动不稳定性基本特征 动力学流动不稳定性是周期性地改变系统的稳态工作状况， 惯性和反馈效应是制约流动过程的主要 因素。其基本特征是当系统经受某一瞬间的扰动后，压力扰动以声速传播，流量扰动以流动速度传播， 两者之间的滞后和反馈作用下，流动发生周期性震荡。动力学流动不稳定性示意图见图 3。 NB/T 20699 —2023 4 图3 动力学流动不稳定性示意图 6 压水堆堆芯流动稳定性及评定方法 6.1 概述 6.1.1 反应堆设计中，不期望发生堆芯流动不稳定，因为流动不稳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 压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) 流量漂移型（或称莱迪内格型（ Ledinegg））的静力学流动不稳定性； 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静力学流动不稳定性——流量漂移型不稳定性是指流量从一个稳定值 突然变化为另一个值。 当反应堆冷却剂系统的压降－流量曲线的斜率在数值上小于回路所提供驱动压头 －流量曲线的斜率时，就会发生这种不稳定性。压水堆核电厂反应堆堆芯静力学流动不稳定性推荐的评 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——密度波型不稳定性是指加热通道入口流量波 动引起焓的扰动，从而影响单相区长度和压降，进而引起在加热流道两相区内含汽率或空泡的扰动，在 两相区内的含汽率和两相区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是通过堆 芯外流体系统的特性维持，两相区的扰动又会反馈给单相区。这样的扰动既可能衰减也可能自持下去。 压水堆核电厂反应堆堆芯动力学流动不稳定性推荐的评定方法详见 6.3。 6.2 堆芯静力学流动不稳定性评定方法 NB/T 20699 —2023 5 压水堆核电厂反应堆堆芯静力学流动不稳定性评定方法的准则为： 0t dp pQ Q      ................................... (1) 式中： Q——体积流量， m3/s； tp——稳态压降， Pa； dp——外界驱动压头， Pa。 计算推导过程详见附录 A。 6.3 堆芯动力学流动不稳定性评定方法 压水堆核电厂反应堆堆芯动力学流动不稳定性评定方法推荐采用 M.Ishii方法， 评价平行闭式流道系 统在某一给定工况下关于密度波型的堆芯动力学流动是否稳定，步骤如下： a) 确定图 4 中稳定性分界线； b) 确定距离发生流动不稳定性的反应堆功率裕度。 计算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，相邻流道间横向阻力很小，利于高功率密度流道的较 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 应堆设计应用 M.Ishii方法是保守的。 图4 密度波振荡的稳定性图