非能动余热排出换热器运行初始阶段换热特性研究

以非能动余热排出换热器运行初始阶段二次侧水箱水的升温过程为原型,通过实验研究了高位水箱内竖直换热管束在主流水温达到饱和前的换热特性。结果表明,换热管束运行初期热量依靠水的单相自然对流带走,水箱竖直方向上出现温度分层,换热量随主流的升温而下降。随着主流欠热度的减小,从管束上端开始换热机理逐渐向欠热沸腾转变;之后,主流水温逐渐达到饱和,沸腾成为换热的主要手段。在实验研究基础上,利用Churchill&Chu公式从管外平均换热系数中分离出自然对流换热系数,分析了不同阶段自然对流和欠热沸腾在管外换热系数中所占的比例。本文的研究对非能动余热排出换热器的设计有一定的指导意义。

非能动余热排出换热器换热能力数值分析

基于多孔介质模型,对AP1000非能动余热排出换热器(PRHR-HX)运行初始阶段进行了数值模拟。一回路的入口温度及流量采用RELAP5的计算结果,并以此作为CFD计算的边界条件。采用多孔介质模型处理C型管束区,添加管束区分布阻力。通过商业CFD软件FLUENT计算得到安全壳内置换料水箱(IRWST)侧冷却剂的三维温度及速度分布,通过用户自定义函数UDF完成一回路侧与IRWST侧的耦合换热计算,获得一回路温度分布及换热量。计算结果表明,随着IRWST内冷却剂温度升高,换热器热负荷降低,并出现明显的热分层现象,同时证明采用多孔介质模型与耦合换热计算是分析PRHR/IRWST系统瞬态热工水力特性的有效方法。

水箱自然对流条件下非能动余热排出换热器的传热分析

为研究非能动余热排出换热器(PRHR HX)的传热特性搭建了模型实验台,并进行了相关实验。测得实验工况下水箱内部的水在竖直方向上呈现温度分层。对比分析不同的传热系数计算公式,发现由Dittus-Boelter公式计算得到的管内传热系数理论解与实验值最为接近,误差为0.35%;由McAdams公式计算得到的管外自然对流传热系数理论解与实验值最为接近,水平段和竖直段误差分别为0.55%和3.28%。明确了最适合管内、管外对流的传热计算公式分别为Dittus-Boelter公式和McAdams公式。

非能动余热排出换热器在主给水管道断裂事故下的冷却能力研究

利用LOFTRAN2程序研究了某核电厂蒸汽发生器主给水管道断裂事故工况下非能动余热排出换热器(PRHR HX)的冷却能力。分析结果表明,在极端事故工况下,反应堆冷却剂系统(RCS)的长期冷却能够持续进行,PRHR HX能够在36h内将RCS冷却到215.6℃,符合先进轻水堆用户要求文件(URD)的规定。敏感性分析表明,PRHR HX污垢系数和安全壳内置换料水箱初始温度对长期冷却能力有重要影响,在实际运行中需引起注意。

余热排出换热器回流管对周围物项的热影响分析

在某核电站设计中,裸露的余热排出换热器回流管在电站满功率运行或事故工况时,管道温度均超过90℃,对管道附近热敏感物项产生影响。本文采用ANSYS Steady-State Thermal软件计算、分析余热排出换热器回流管对附近钢结构构筑物和敏感仪表元件的热影响,进而对余热排出换热器回流管布置进行评价,提出合理建议,为后续的工程设计中提供支持。

核电厂余热排出换热器的氦质谱检漏应用

余热排出换热器是余热排出系统的核心设备之一,余热排出换热器一二次侧之间泄漏将导致设冷水放射性水平上涨,进而影响核电站安全运行。文章对余热排出换热器泄漏的产生和漏点位置进行了分析,描述了采用氦质谱方式对余热排出换热器进行检漏的具体技术,并通过应用验证了该技术的有效性。

余热排出热交换器查漏方法研究

余热排出热交换器是核电厂余热排出系统的核心设备之一,余热排出热交换器一二次侧之间泄漏将设冷水放射性水平上涨,进而影响核电厂安全运行。本文通过对余热排出热交换器检漏方式和方法的分析,浅析了各种检漏方法的优势和特点,总结出了在线和离线状态下各种方法的最佳组合和实际应用情况。希望与同行一起共同探讨、学习。

海上核电站余排换热器外部自然循环流动研究

对舷侧外置式非能动余热排出换热器外部自然循环进行了数值分析,研究了海洋环境对外部自然循环流动机制的影响。研究结果表明:该型非能动余热排出换热器的外部自然循环存在显著的内外环流耦合流动,海洋环境对自然循环流动状态有一定的影响,海水出口需要结合应用条件进行设计优化。

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。

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。

An Experimental Research of Natural Circulation Heat Transfer for PRHR Heat Exchanger in AP1000

The heat transfer characteristics of the PRHR （passive residual heat removal） HX （heat exchanger） are very important to reactor design and safety assessment of AP1000. The purpose of the present experiment was to obtain the natural circulation data in HX to research the heat transfer behavior. The PRHR HX was simulated by three C-type tubes with prototype sizes immerged in a cooling tank. Separate-effect tests of natural circulation in HX tubes have been performed within wide conditions which could cover the operation conditions in AP1000. The experiment provided lots of important data to indicate heat transfer phenomena of PRHR HX. The test conditions were calculated by RELAP5/MOD3.3. The calculation results agreed well with the experiment. RELAP5 could be applied with proper correlations to analyze the heat transfer in PRHR HX under the test conditions.