非能动余热交换器瞬态换热特性数值模拟及敏感性分析

以美国非能动型先进压水堆AP600的非能动余热交换器简化试验模型为FLUENT的数值计算模型,采用标准k-ε湍流模型和自然对流Boussinesq模型,对非能动余热交换器和内置换料水箱的自然对流换热特性进行数值模拟。模拟结果与试验结果基本一致,较好地再现了各瞬态工况下非能动余热交换器换热过程中温度、速度分布与加热时间的变化特性。敏感性分析表明,导流板结构及进口形式对自然对流影响很小,升高水箱初始温度或增加换热管数量均能加强换热效果。

“华龙一号”余热排出热交换器制造工艺及质量控制

余热排出热交换器是“华龙一号”(HPR1000)核电机组余热排出系统(RHR)的主要设备之一。从不锈钢管板深孔加工、管束组装、传热管与管板胀焊、不锈钢水室组件焊接及拘束态支座组焊等方面介绍了余热排出核级热交换器关键制造工艺,并提出质量控制要点。

非能动余热排出热交换器的焊接工艺研究

在目前的核岛设备中,余热排出热交换器是重要组成部分,且这一设备的性能对于核电厂的综合运营和使用安全性都会产生一定影响。在相关余热排出热交换器设备中,非能动余热排发挥着重要作用。基于此,文章介绍了AP1000非能动余热排出热交换器的参数及结构,分析了其主要材料,并对具体的焊接工艺和处理进行探究,为非能动余热排出热交换器的焊接质量问题处理和焊接效益提升提供一定思路和参考。

非能动余热排出热交换器的关键焊接技术

余热排出热交换器(PRHX/PRS)是第三代核岛设备中的关键设备,其可靠性、稳定性对整个核电厂运行的安全性及经济性都非常重要。在AP1000、CAP1400以及ACP1000堆型中,非能动余排都占据了非常重要的地位。介绍了PRHX/PRS的设计参数及结构、主体材料及主要焊接内容、关键焊接技术。重点介绍了管板堆焊工艺、封头焊接工艺、管子管板封口焊技术、不锈钢框架及抗震组件工艺。管子管板封口焊技术采用不填丝自动钨极氩弧焊工艺,其难点在于管子壁厚较薄,焊接过程中控制不当,会使焊缝根部出现不连续缺陷。不锈钢框架及抗震组件焊接技术是一种重要的工程技术,在进行不锈钢框架及抗震组件焊接时,需要遵循一定的工艺流程和操作规范,以确保焊接质量和安全性。

余热排出热交换器管束间自然对流的CFD模拟

应用FLUENT计算软件对某型号船舶余热排出热交换器进行数值模拟 ,采用GAMBIT网格生成技术建立物理模型 ,在FLUENT中采用合适的计算模型、差分格式和边界条件 ,对计算结果进行后处理分析 。

AP1000非能动余热排出热交换器管板堆焊技术

通过选用优良的焊接材料,制定合理的堆焊工艺,顺利完成了AP1000核岛部件非能动余热排出热交换器的管板堆焊,并获得了质量和性能优良的堆焊层。结果表明,采用两侧交替堆焊的方式,带极埋弧堆焊与焊条电弧焊结合的方法,既能最大限度地保证堆焊效率,又保证了管板堆焊后的各种性能和尺寸要求。为第三代核电AP1000技术在我国的推广应用提供制造经验。

基于FLUENT的非能动余热排出热交换器瞬态传热特性及水箱内热工流体行为分析

非能动余热排出系统对于非能动核电厂而言是非常重要的安全系统。本文基于非能动核电厂蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)事故的分析结果,应用Fluent程序对事故下非能动余热排出热交换器瞬态特性进行了模拟计算,以了解在此事故中热交换器的传热特性以及水箱内具体的热工流体行为。结果表明,水箱热分层现象是不断从传热管上部水平段的起始处和与竖直段连接的弯头处产生新的高温区,最终到达趋于稳定的热分层状态;水箱内自然循环现象是漩涡在C型管束的内外侧不断产生、发展、变化,最终整个水箱内部的自然循环趋于稳定;传热管热流密度变化趋势是在前期急剧下降,从管束外围向中心,传热管的热流密度在减小,后期是处在中心位置传热管的热流密度要大于外围,最终每根传热管的热流密度趋于平稳。

非能动余热排出热交换器传热过程的数值模拟

采用计算流体力学软件Fluent对非能动余热排出热交换器(PRHR HX)全尺寸简化模型进行了非稳态数值模拟研究,得到了安全壳内置换料水箱(IRWST)整个受热过程中的传热和流动特性。比较分析了不同时刻、不同位置水箱内两相流动时温度场和流场的变化。根据沸腾相变的两相流模型,对水箱内沸腾两相流的流动进行了数值计算,得到了沸腾两相流流动时的温度场、流场和气相分率等结果。

AP1000非能动余热排出热交换器缩比C型管束二次侧传热模型实验研究

建立了非能动余热排出热交换器(PRHR HX)及内置换料水箱(IRWST)分离效应缩比实验系统,研究了PRHR HX排出堆芯余热过程中,单相自然对流阶段及两相池式沸腾阶段下的传热特性,并采用实验数据评价了传统经验关系式在预测PRHR HX缩比模型特殊C型传热管束时的适用性。实验结果表明,在PRHR HX余热排出过程中,IRWST内出现明显热分层现象。对于PRHR HX竖直管束自然对流、池式沸腾传热,传统经验关系式预测值均较为保守;对于下部水平管束,自然对流阶段推荐Churchill自然对流传热公式,池式沸腾阶段推荐Rohsenow经典池式沸腾传热公式;上部水平管束由于受到流体浮升、气泡扰动等因素的附加影响,在自然对流阶段及池式沸腾阶段的传热效果均优于下部水平管束。

基于缩比模型的非能动余热排出热交换器二次侧新装导流板效应实验研究

为了减弱内置换料水箱(IRWST)在非能动余热排出热交换器(PRHR HX)余热排出过程中的热分层现象,建立了分离效应缩比实验台架,在PRHR HX二次侧管束区域新装不同数量的导流板,通过实验评价导流板设计方案对IRWST内温度分布、流动特性及PRHR HX传热效果的影响。结果表明:导流板设计方案能够有效改变水箱自然循环特性,提高水箱下部冷流体的利用率,从而降低IRWST内的热分层程度,4导流板、8导流板设计方案分别使IRWST内热分层程度降低了32.3%和37.3%;但导流板造成竖直管束间浮升流体最大流速降低,使得传热系数有所减小,工程应用中需综合考虑各类因素的影响,得到最优化设计方案。

AP1000非能动余热排出热交换器的焊接

针对我国引进的三代核电技术AP1000中主要核岛部件非能动余热排出热交换器(PRHR HX)的制造,介绍了PRHR HX的技术参数、结构特征、材料特点和所依据的规范技术条件。介绍了管板双面堆焊、封头不锈钢带极堆焊、接管-安全端异种金属镍基合金焊接、换热管-管板密封焊和不锈钢框架焊接等主要焊接技术难点和对应的焊接工艺。

低温余热回收系统能量管理优化策略研究

低温余热回收系统在提高能源利用效率和减少排放方面具有重要作用。探讨了低温余热的来源、特性及其在不同行业中的应用潜力,分析了低温余热回收系统的设计方案和能量管理策略,综述了各种低温余热回收技术(如有机朗肯循环、吸收式制冷等)的原理及应用,指出现有系统在余热收集、传输和利用过程中存在的技术难题和效率瓶颈,提出了一系列创新的能量管理策略,旨在优化系统性能,包括改进热交换器设计、引入智能控制系统及采用多能源互补配置等。通过案例分析,验证了所提策略在提高系统能效、降低运营成本及促进可持续发展方面的有效性,此成果可为低温余热回收系统的设计与优化提供理论指导和实践参考,对推动能源高效利用和环境保护具有重要意义。

AP1000非能动余热排出热交换器管板堆焊技术

通过选用优良的焊接材料,制定合理的堆焊工艺,顺利完成了AP1000核岛部件非能动余热排出热交换器的管板堆焊,并获得了质量和性能优良的堆焊层。结果表明,采用两侧交替堆焊的方式,带极埋弧堆焊与焊条电弧焊结合的方法,既能最大限度的保证堆焊效率,又保证了管板堆焊后的各种性能和尺寸要求。为第三代核电AP1000技术在我国的推广应用提供了宝贵制造经验。

欠热条件下非能动余热排出热交换器传热试验数值模拟

针对大型先进压水堆非能动余热排出热交换器设计和安全分析计算模型存在的重要缺陷,以AP1000的非能动余热排出热交换器为原型,采用3根C型管进行了非能动余热排出热交换器传热试验。然后采用流体计算软件对欠热试验工况进行了数值模拟,通过多次计算得到了传热管外传热计算可采用的传热关系式,选取的传热模型下的计算结果与试验结果符合较好。利用传热模型验证了AP1000的设计工况,发现AP1000非能动余热排出热交换器的设计能带走堆芯余热。本文研究可为大型先进压水堆设计和安全分析提供技术支撑。

非能动余热排出热交换器制造阶段胀管区质量检测

非能动余热排出热交换器是AP1000核电技术特有的设计,其管板内传热管胀接工艺应用了定位胀、全长度液压胀和换料水箱二次侧局部机械胀等多种胀接工艺,为保证胀接后传热管形变满足技术要求,应对胀管区胀接情况进行检测评估。基于该检测需求,介绍了非能动余热排出热交换器胀接工艺、胀管评估要求、胀管轮廓涡流检测在检测实际中的应用。

非能动余热排出热交换器流动传热分析与验证

AP1000依托项目的热态功能试验中包括了非能动余热排出热交换器(PRHR HX)性能试验,在试验过程中会伴随着内置换料水箱(IRWST)内水的升温。本文针对PRHR HX性能试验中的自然循环工况,对IRWST升温过程进行PRHR HX自然循环下流动传热分析。通过分析获得了在PRHR HX自然循环试验工况下IRWST内各个监测点流体温度随时间的变化过程,及各个典型瞬态时刻下IRWST内典型流体截面的流场分布和温度场分布情况,同时将分析计算所获得的监测点温度值与现场实测值进行了对比验证,结果吻合较好,为热态调试提供了重要的技术支持。

非能动余热排出热交换器半液位换热性能研究

非能动余热排出热交换器(PRHR HX)是先进反应堆非能动堆芯余热排出系统的关键设备之一,置于内置换料水箱中。水箱内水蒸发或水箱泄漏等故障失水后液位降低,PRHR HX与管外水传热面积和管外流场均发生变化,导致堆芯非能动余热排出能力下降。为分析半液位下PRHR HX换热性能,建立半液位PRHR HX实验装置和数值计算模型,获得稳态和瞬态升温过程的换热量、温度分布和流场特性。实验结果表明,稳态沸腾换热阶段半液位结构的总换热量较全液位时的下降12%~22%,仍具有较强的换热能力。瞬态升温过程中管外换热模式从纯单相对流换热开始,先后逐渐出现局部过冷沸腾和局部饱和沸腾,并最终迅速由局部饱和沸腾转变为全管长饱和沸腾。水箱内逐渐升温过程中出现显著的热分层现象,结合数值模拟分析发现此时管外流体在高度上呈现多层回流流动结构。

非能动余热排出热交换器数值模拟

用FLUENT软件对AP1000非能动余热排出热交换器进行非稳态数值模拟,研究其传热和流动特性。通过比较分析同一时刻不同位置温度场和流场的分布,以及不同时刻同一位置温度场和流场的变化,对该热交换器的传热过程和自然对流情况有了较深刻的认识,有助于分析其自然循环能力,为非能动余热排出系统的有效运行提供参考。

AP1000非能动余热排出热交换器制造工艺分析

介绍了美国先进非能动压水堆(AP1000)非能动余热排出热交换器的设计参数,并从材料、锻造、焊接、热处理等方面对热交换器的封头、管板、换热管、波形板和支撑框架组合体的制造工艺进行了详细描述,对热交换器组装过程中的支撑组合体组装、管板的焊接、C型管束的穿管焊接、封头焊接、热处理和水压试验等关键步骤进行了分析。

AP1000核电站余热排出热交换器的抗震性能分析

建立了核电站余热排出热交换器的动力模型,通过管梁单元、集中质量单元、弹簧单元及刚性梁连接单元等较准确地模拟了设备结构的动力特征,同时通过等效密度的修正考虑了液体及水动力附加质量的影响。通过反应谱动力分析和等效静力分析方法相结合,综合考虑了低阶模态的动态反应和高阶模态的静态反应,得到了安全停堆地震(SSE)工况下结构内的最大应力、支撑处的最大作用反力,以及各组件接口传递的力和力矩。结果表明,该热交换器在SSE地震事故下,仍能保证结构边界的完整性和结构强度的安全性,具有较好的安全裕度。