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。

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。

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。

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。

压水堆余热排出换热器性能研究

以压水堆余热排出系统为对象,建立管壳式换热器的数学模型。与换热器设计软件HTRI的计算结果进行对比,结果表明该模型可以准确预测管壳式换热器的管壳侧出口温度。总传热系数敏感性计算表明,该参数随管壳侧流量变化而变化,在换热器性能预测时不能当作常数处理,应与工况进行耦合计算。当管壳侧体积流量小于1000 m3/h时,总传热系数对流量较为敏感;当体积流量大于1000 m3/h时,流量的影响则相对较弱。该模型为预测换热器其他工况的换热性能提供基础,为换热设备调试提供指导,为核电厂设计验证及高效安全运行提供可靠依据。

熔盐堆水冷却非能动余热排出系统换热器稳态特性研究

在熔盐堆水冷却非能动余热排出系统中,通过自然循环,燃料产生的衰变热可最终由放置在水箱中的换热器导出。在换热器管内发生蒸汽冷凝过程,而管外则先依靠水的自然对流换热,当水温达到饱和后,热量则依靠水的沸腾蒸发被导出。本文通过对换热器进行设计计算,对换热器的稳态换热特性进行研究。根据系统工作过程建立相应数学模型,使用C++语言编程,得到了换热器的传热性能。结果表明,设计的换热器能够满足换热要求,同时具有一定的自调节性。另外得到了换热器压力、水箱内水质量等参数的变化规律。

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。

373 MW熔盐堆非能动余热排出系统换热元件的优化设计

熔盐堆是第四代先进核能系统的候选堆型之一,具有经济性好、安全性高以及燃料循环灵活等诸多优点。排盐罐非能动余热排出系统是熔盐堆非能动安全系统的重要组成部分。本文针对373MW熔盐堆的非能动余热排出系统进行优化设计研究。通过对比MATLAB程序和CFD分析软件FLUENT对美国橡树岭国家实验室设计的熔盐实验堆(Molten Salt Reactor Experiment,MSRE)模型的计算结果,完成了二者作为熔盐堆排盐罐非能动余热排出系统设计与分析软件的论证。针对373MW熔盐堆的排盐罐非能动余热排出系统提出了初步设计方案,并基于FLUENT仿真结果针对核心部件换热元件进行了一系列分析优化。分析结果表明:在保证换热元件壁面最高温度不超过977.4K最高设计温度的前提下,换热元件采用正方形排布,间距值取95.0mm可以实现经济最大化;减小气隙层对传热强化作用有限,因此气隙层宽度仍采用4.3mm。

二次侧非能动余热排出系统运行及换热特性研究

二次侧非能动余热排出(ASP)系统是百万千瓦级压水堆核电厂应对全厂断电事故的重要措施。以百万千瓦级压水堆核电厂ASP系统为原型,基于比例模化方法设计建造了二次侧非能动余热排出系统试验装置(ASPTF)。在ASPTF装置开展了ASP系统运行特性及换热特性试验。稳态试验结果表明,相同水箱水温条件下,ASP系统换热能力随着系统压力的升高而升高;相同系统压力条件下,ASP系统换热能力随着水箱水温的降低而升高,系统压力相对水箱水温对ASP系统换热特性影响较大;ASP系统换热能力随换热管的裸露而降低。瞬态试验结果表明,在3 h内,ASP系统可建立稳定的自然循环,并有效带走堆芯模拟体产生的热量;在3 h后,ASP系统流量随着换热管裸露而出现不稳定,但当向换热水箱注水后,ASP系统自然循环可恢复稳定。

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。

采用非能动余热排出系统实验数据对RELAP5程序的评价

利用非能动余热排出系统1∶10原理性实验台架的稳态实验与启动实验数据,对RELAP5/MOD3.2程序进行评估。结果表明:对于本原理性实验系统,RELAP5/MOD3.2程序过低估算了蒸汽流速对蒸汽凝结换热系数的影响,因而,程序中垂直管内的蒸汽凝结换热系数偏小,计算结果与实验结果偏差大。对RELAP5/MOD3.2程序垂直管内蒸汽凝结换热模型进行了修正,修正后的计算结果与实验值基本吻合。评价结果表明:采用RELAP5/MOD3.2程序对该类型的非能动余热排出系统进行计算,需对程序中垂直管内的蒸汽凝结换热模型进行修正。

200MW低温堆余热排出系统安全分析程序研制

建立了 2 0 0MW低温供热堆余热排出系统的热工水力数学模型 ,该模型采用了一维均相模型 ,并做了漂移修正 .研制了适用于该系统的稳态及瞬态热工水力特性分析程序 ,利用该程序对该系统投入运行后的特性进行了分析计算 ,分析时热源的模拟采用了温度边界 .计算结果表明 ,2 0 0MW低温供热堆余热排出系统能够满足停堆后堆芯余热安全排出的要求 ,从投入到稳定运行的过渡过程中 ,系统中各参数的变化趋势与理论分析相符 .

一种反应堆非能动余热排出系统的方案设计

提出了一种反应堆非能动余热排出系统的方案设计。该系统利用 3个回路的自然循环 ,把事故工况下的堆芯余热排出到最终热阱。利用RETRAN0 2程序分析了这种非能动余热排出方案的可行性 ,并结合陆奥堆的参数 ,对该非能动余热排出系统方案在 1 0 0 %额定工况下的余热排出能力进行了数值模拟计算 。

我国烟气余热利用换热器发展概述

我国余热资源丰富,目前烟气热损失是电站锅炉各项热损失中最大的一项。烟气余热利用换热器通过对烟气余热的二次吸收,提升余热利用效率,对于提升锅炉运行效率有重要的意义。另外烟气余热利用换热器配合除尘设备使用可以明显增强除尘效率,有助于降低烟气污染排放。烟气余热利用换热器在锅炉系统中的增配使用能有效节约能源,降低烟气污染排放,有效推动我国锅炉使用行业"节能减排"目标的实现。文章将对我国余热利用情况、烟气余热回收利用技术及烟气余热利用换热器进行介绍,以供参考。

模块化压水堆非能动余热排出技术应用概述

模块化压水堆由于具有较高的固有安全性,而成为目前国际上核能动力的研发热点。而具有高可靠性的非能动余热排出技术的使用是保障模块化压水堆固有安全性的重要手段。本文通过简述国际上正在研发中的模块化压水堆非能动余热排出技术,研究各种堆型非能动余热排出系统的设计特点,并分析模块化压水堆非能动余热排出技术的应用前景。

锅炉除氧器排汽余热回收工艺及应用

目前,国内除氧器的主要类型有喷雾填料式除氧器和旋膜式除氧器。前者采用弹簧喷嘴细化凝结水,凝结水从弹簧喷嘴流出后,首先以珠状与加热蒸汽进行热量质量交换,完成初级除氧,然后流入下方的水篦子及填料层进行深度除氧。喷雾填料式除氧器的关键元件是弹簧喷嘴。旋膜式除氧器采用旋膜喷管,是以凝结水从射流孔切向进入旋流管内形成中空的、高速旋转的水膜裙与加热蒸汽进行热量质量交换。当凝结水从射流孔射入后,

余热排出系统中的热管设计及传热性能研究

本文建立了单根热管的优化设计流程及其传热传质数学物理模型,考虑热管的工作环境,对用于核反应堆非能动余热排出系统中热管换热器的热管进行了完整的优化设计和传热特性分析。分析表明:复合型吸液芯热管满足余热排出系统的传热需求,其传热功率主要受热管毛细极限、沸腾极限及总热阻的影响。相同吸液芯厚度下,复合型吸液芯热管的毛细极限较单一丝网吸液芯热管的毛细极限提高100%~700%。改变热管的外径或吸液芯厚度,即蒸气腔直径减小,沸腾极限明显减小。当单根热管传热功率大于1 kW时,热管各段长度分别为0.4、0.2、0.4 m,外径为30 mm,吸液芯是厚度为2 mm的400目+50目复合型丝网结构。本文为高性能的热管换热器设计及传热特性分析提供了理论支撑。

200 MW低温核供热堆非能动余热排出系统动态分析

200 MW低温核供热堆的余热排出系统由3个耦合的自然循环回路组成。本文对该系统的热工水力特性进行了理论分析。在一维质量、动量和能量守恒方程的基础上建立了非能动余热排出系统的数学模型,并编制程序对模型进行了数值求解,模拟了非能动余热排出系统的瞬态特性。经验证,该系统的排热能力满足设计要求。