海洋核动力平台PRHR HX管内蒸汽冷凝换热特性分析

[目的]旨在探究非能动余热排出换热器(PRHR HX)管内饱和蒸汽冷凝传热特性,为海洋核动力平台非能动安全系统设计提供支撑。[方法]通过搭建的功率比1∶50的试验装置,使用分离热阻法处理试验结果,对PRHR HX管内饱和蒸汽冷凝换热特性进行分析。[结果]在试验参数范围内,PRHR HX管内主要以分层流或波状流-环状流-波状流流型存在,该管内凝液流动存在由层流到湍流的转捩过程;管内饱和蒸汽冷凝换热系数随压力升高而增大;在压力为0.52 MPa时,换热器内蒸汽流速最大值约为6.72 m/s,当压力大于0.52 MPa后,蒸汽流速反而逐渐减小;所提PRHR HX管内饱和蒸汽冷凝换热系数计算关系式与试验结果吻合良好,其计算值与试验值的相对误差在±8%以内。[结论]研究结果可为海洋核动力平台及类似应用对象非能动安全系统PRHR HX设计和优化提供参考。

海洋核动力平台PRHR HX池沸腾换热特性研究

为了研究海洋核动力平台非能动余热排出换热器(PRHR HX)池沸腾换热特性,设计搭建功率比1∶50的实验装置,研究PRHR HX运行过程中池沸腾传热特性,评价传统经验关系式在预测PRHR HX池沸腾换热系数时的适用性。实验结果表明PRHR HX局部池沸腾换热不均匀,PRHR HX下部沸腾强度明显弱于上部;随着热负荷升高,池沸腾换热趋于均匀。实验数据拟合所得到的半经验换热关联式与实验结果符合良好,偏差在±9%以内。研究结果可为海洋核动力平台非能动安全系统设计提供参考。

非能动余热排出系统自然循环特性研究

非能动余热排出系统是海洋核动力平台重要的非能动安全系统之一,为研究其非能动余热排出系统瞬态自然循环特性,搭建了功率比为1:50的实验装置,分析了投运压力、摇摆周期和摇摆幅度对非能动余热排出系统瞬态自然循环特性影响。研究结果表明,非能动余热排出系统运行前期,系统投运压力越大,回水质量流量和蒸汽质量流量就越大;随着系统持续运行,换热水箱水温逐渐升高,竖直方向出现温度分层;摇摆条件下,非能动余热排出系统凝水流量周期性波动,波动周期与摇摆周期一致;在本实验研究中,摇摆条件下,系统可以建立稳定的自然循环。本文可为海洋核动力平台非能动安全系统设计提供参考。