环状管网模拟余氯衰减模型

在环状管网反应器中模拟配水管网余氯衰减模型,考察了初始氯浓度、流速、管径和pH对余氯衰减系数的影响。通过大量的试验数据经拟合比较发现,一级衰减模型可以很好地预测实测值,该模型预测余氯衰减的相关系数>0.95,模拟精确度能够满足实际工程需要。初始氯浓度、管径、pH与衰减系数成反比,流速与衰减系数成正比。在普通铸铁管中,管径越大则衰减系数受流速的影响越小,受pH的影响越大;余氯的衰减主要发生在与管壁的反应中,pH是影响普通铸铁管中余氯衰减的主要因素,适当调节出厂水的pH值是改善管网水质的有效手段。

新型热管反应器在轻烃醚化中的研究及应用

将热管技术与催化反应器结合,构建了蛇形回路热管反应器。利用该反应器,进行了轻烃醚化工业侧线试验,考察了进料温度、液相体积空速、冷却水流量、进料浓度对反应结果的影响;测定了催化床层的轴向温度分布。利用反应器数学模型并结合试验数据,采用下山单纯形最优化方法获得了床层对热管的传热膜系数准数关联方程。所开发的新型热管反应器在2万t/a甲基叔丁基醚(MTBE)生产装置的扩能改造中应用成功。

用于核电推进的30 kWe反应堆电源堆芯设计

核电推进(NEP)堆芯采用液态金属冷却,根据冷却方式的不同,设计了回路堆和热管堆两种堆型备选,并采用蒙特卡罗方法的MCNP程序对其有效增殖因子、功率分布等堆芯物理参数进行了计算,最后从两种堆型固有特点出发分析其优缺点。提出了临界安全设计的两种优化方向,列出了反应堆可能面临的特殊临界安全问题并做了理论分析和计算,最终通过合理布置谱移吸收体(SSA)材料的位置解决了特殊临界安全问题。计算结果表明两种堆芯设计满足物理和热工设计要求。

百万千瓦级核电站AP1000锻造主管道的制造工艺及质量控制

主管道是连接核岛反应堆压力容器、反应堆冷却剂泵、稳压器和蒸汽发生器的关键设备,被称作核电站的"主动脉",是压水堆核电站核岛主设备之一。介绍了AP1000锻造主管道制造的主要关键工艺,包括钢锭的冶炼、管坯的整体锻造、管道的煨弯成型、热处理及最终机加工,并描述了主管道制造过程中的质量控制。

管道设计和应力分析工程数据库平台模型研究

反应堆回路系统设计和分析是反应堆设计的重要组成部分 .专用的管道设计和分析软件的出现使得对该过程建立数据库、实现数据库管理和无纸设计成为可能 .文中归纳了管道系统设计和分析流程 ,建立了管道设计和应力分析工程数据库平台模型 ,分析了其中关键技术和难点 。

回路热管反应器传热性能的研究及其工业应用

将热管技术与反应器耦合,开发了高效节能的回路热管反应器。研究了回路热管蒸发段的启动性能、热管内工作介质的汽液两相流流动状态以及热管蒸发段在填充床内的流动传热性能,获得了强化热管传热和改善填充床温度分布的工艺条件,以及填充床对热管外壁对流传热系数的准数关联式。回路热管固定床反应器已经成功应用于合成甲基叔丁基醚生产工艺。

喷射式外环流反应器的液-液传质性能

利用水-醋酸-煤油体系,研究了喷射式外环流反应器的传质性能,得到了反应器结构参数与物料流率等对传质性能的影响规律。根据反应器中的流体动力学特性,将反应器划分为底部区域、预混区、混合区、环流区和分离区。反应器底部区域几乎为水相,其传质性能可以忽略。首先利用实验数据回归得到了醋酸在水相中的平衡浓度与其在油相中初始浓度的经验关系式,之后分别研究了反应器内其他4个区域的传质性能。反应器各区域的传质性能均随油相表观进料速率和水相表观进料速率的增大而提高,在混合区内设分配管可显著提高反应器各个区域的传质性能,且分配管进料速率越大,传质性能越好。相同实验条件下,各区域的体积传质系数由大到小的顺序为:预混区、混合区、环流区、分离区。

AP1000核电站主管道的窄间隙自动焊技术

核电站主管道是核反应堆冷却剂系统的主动脉,其焊接一直以来都是核电站安装工作的重中之重。AP1000堆型取消了主管道过渡段,相对之前的压水堆堆型,对焊接变形控制有更高的要求。同时新的管道设计对焊接作业的实施,也是新的课题。文中重点从AP1000核电站主管道母材、坡口形式、焊接材料选择、施工工序、窄间隙自动焊、焊接变形控制和焊接收缩量等方面对主管道窄间隙自动焊技术进行了介绍。最后,通过对实际变形数据进行分析,证实了此种焊接工艺和施工步骤的合理性。

核电厂主回路耦合分支管道的地震分析研究

核电厂反应堆主冷却剂回路连接众多的分支管道,根据分支管道连接的支撑系统,可分为直接和间接与主管道相连两大类。对于直接与主管道相连的分支管道,业界已建立较成熟的解耦准则,但对于间接与主管道连接的分支管道,解耦问题并未形成准则。为了获得主回路分析模型的边界条件,确保反应堆冷却剂回路抗震分析的准确性,进行蒸发器分支管标高和管径对主回路地震分析影响的评估,得到对实际工程有参考意义的结论,同时为其他间接与主管道相连的大型支管解耦论证提供参考,最终为此类支管解耦准则的确立打下基础。

先进压水堆核电厂主管道结构完整性的研究

以某先进压水堆核电厂主管道为例,对核安全一级管道的结构完整性进行分析评价,并对根据规范设计的管道设计裕量进行了分析。管道结构完整性评价内容包括依据规范对管道强度进行评价、采用解析法求解管道温度场进行热棘轮评价、采用简化雨流法对管道进行疲劳寿命评价。计算结果表明,主管道最小壁厚减少至55 mm能够满足标准规范要求,但安全裕度较小,其中主管道支管位置的疲劳和热棘轮评价结果裕量最小。