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Calculation Method of Passive Residual Heat Removal Heat Exchanger and Numerical Simulation 被引量:1
1
作者 Qiming Men Xuesheng Wang +1 位作者 Xiang Zhou Xiangyu Meng 《Journal of Power and Energy Engineering》 2014年第9期8-14,共7页
The tube inside and outside heat transfer mechanism of Passive Residual Heat Removal Heat Exchanger (PRHR HX) was analyzed. The calculation method of this special heat exchanger under natural convection condition in I... The tube inside and outside heat transfer mechanism of Passive Residual Heat Removal Heat Exchanger (PRHR HX) was analyzed. The calculation method of this special heat exchanger under natural convection condition in In-containment Refueling Water Storage Tank (IRWST) was carried out. The single-tube coupling model three-dimensional natural circulation in the IRWST was simulated numerically using Fluent. The heat transfer and flow characteristics of the fluid in IRWST were obtained. The comparison of the results between theoretical arithmetic and numerical simulation showed that the theoretical calculation method is suitable for the heat transfer calculation of PRHR HX. 展开更多
关键词 passive residual heat removal heat exchanger heat Transfer Calculation Method Numerical Simulation Natural CONVECTION
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海洋核动力平台PRHR HX管内蒸汽冷凝换热特性分析
2
作者 李鹏拯 李勇全 +5 位作者 朱东保 田春平 刘少有 王玉成 王成 王春旭 《中国舰船研究》 CSCD 北大核心 2023年第3期237-244,共8页
[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... [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。 展开更多
关键词 海洋核动力平台 非能动余热排出换热器 冷凝 蒸汽
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Experimental study of primary and secondary side coupling natural convection heat transfer characteristics of the passive residual heat removal system in AP1000
3
作者 Zhimin QIU Daogang LU +2 位作者 Jingpin FU Li FENG Yuhao ZHANG 《Frontiers in Energy》 SCIE CSCD 2021年第4期860-871,共12页
Passive residual heat removal heat exchanger(PRHR HX),which is a newly designed equipment in the advanced reactors of AP1000 and CAP1400,plays an important role in critical accidental conditions.The primary and second... Passive residual heat removal heat exchanger(PRHR HX),which is a newly designed equipment in the advanced reactors of AP1000 and CAP1400,plays an important role in critical accidental conditions.The primary and secondary side coupling heat transfer characteristics of the passive residual heat removal system(PRHRS)determine the capacity to remove core decay heat during the accidents.Therefore,it is necessary to investigate the heat transfer characteristics and develop applicable heat transfer formulas for optimized design.In the present paper,an overall scaled-down natural circulation loop of PRHRS in AP1000,which comprises a scaleddown in-containment refueling water storage tank(IRWST)and PRHR HX models and a simulator of the reactor core,is built to simulate the natural circulation process in residual heat removal accidents.A series of experiments are conducted to study thermal-hydraulic behaviors in both sides of the miniaturized PRHR HX which is simulated by 12 symmetric arranged C-shape tubes.For the local PRHR HX heat transfer performance,traditional natural convection correlations for both the horizontal and vertical bundles are compared with the experimental data to validate their applicability for the specific heat transfer condition.Moreover,the revised natural convection heat transfer correlations based on the present experimental data are developed for PRHR HX vertical and lower horizontal bundles.This paper provides essential references for the PRHRS operation and further optimized design. 展开更多
关键词 passive residual heat removal heat exchanger(prhr hx) C-shape tube revised heat transfer correlations coupled natural convection*
原文传递
基于系统分析软件的IRWST中PRHR HX建模方法研究 被引量:1
4
作者 隋丹婷 张浩宇 +3 位作者 樊芮伶 陆道纲 张钰浩 于倩 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2022年第8期1633-1643,共11页
本文针对AP1000内置换料水箱(IRWST)热工水力特性缩比实验4种典型的沸腾工况,应用两种不同的系统分析软件(RELAP5/SCDAPSIM mod3.4和COSINE),将三维模型简化为一维模型。基于单通道和多通道两种不同建模方法,研究不同的初始温度、加热... 本文针对AP1000内置换料水箱(IRWST)热工水力特性缩比实验4种典型的沸腾工况,应用两种不同的系统分析软件(RELAP5/SCDAPSIM mod3.4和COSINE),将三维模型简化为一维模型。基于单通道和多通道两种不同建模方法,研究不同的初始温度、加热功率、水箱水位工况下,水箱内的温度、沸腾时间等参数的变化。结果表明,RELAP5单通道模型与多通道模型计算结果低于实验值,COSINE的单通道模型与多通道模型计算结果高于实验值,两种软件的计算精度相当。RELAP5计算模型的沸腾时间整体上晚于实验时间,COSINE计算模型的沸腾时间整体上早于实验时间,采用多通道模型后,每个工况达到沸腾的时间均短于单通道模型,表明采用多通道建模方法后,模型整体的换热能力提高,缩短了模型整体沸腾所需的时间。在系统安全分析的建模过程中,可根据水箱内温度、整体沸腾时间对安全保守性的影响,确定具体的建模策略。 展开更多
关键词 AP1000内置换料水箱 非能动余热排出热交换器 缩比实验 RELAP5 COSINE
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非能动余热排出换热器运行初始阶段换热特性研究 被引量:7
5
作者 李勇 阎昌琪 +1 位作者 孙福荣 孙立成 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2011年第8期931-936,共6页
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... 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。 展开更多
关键词 非能动余热排出换热器 自然对流 欠热沸腾
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固态熔盐堆全厂断电ATWS事故工况下的堆芯安全探讨 被引量:10
6
作者 焦小伟 王凯 +1 位作者 何兆忠 陈堃 《核技术》 CAS CSCD 北大核心 2015年第2期77-83,共7页
利用修改后的适用于固态熔盐堆的RELAP5/MOD4.0系统分析程序,对固态熔盐堆全厂断电ATWS(Anticipated Transient Without Scram)事故进行了分析。主回路系统进行了合理简化建模,模拟系统在全厂断电ATWS事故时非能动余热排出系统有效与否... 利用修改后的适用于固态熔盐堆的RELAP5/MOD4.0系统分析程序,对固态熔盐堆全厂断电ATWS(Anticipated Transient Without Scram)事故进行了分析。主回路系统进行了合理简化建模,模拟系统在全厂断电ATWS事故时非能动余热排出系统有效与否两种情况下的瞬态响应过程。分析结果表明:非能动余热排出系统在全厂断电ATWS事故初期作用不明显,但长期作用较明显,投入使用后最终将使堆芯温度和主冷却剂温度达到稳定;对于固态熔盐堆来说,即使非能动余热排出系统失效,燃料元件温度上升也很缓慢,给人员干预采取必要措施提供了超过20天的宽限时间。分析结果表明了固态熔盐堆在应对极端事件时具有高的安全性。 展开更多
关键词 固态熔盐堆 全厂断电ATWS 非能动余热排出系统 RELAP5/MOD4.0
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一体化先进堆全厂断电事故下非能动余热排出系统能力分析 被引量:6
7
作者 沈瑾 江光明 +1 位作者 唐钢 余红星 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2007年第6期80-83,共4页
中国核动力研究设计院(NPIC)设计的中国一体化先进堆(CIP)余热排出系统是非能动系统。采用RELAP5/MOD程序分析计算该堆全厂断电事故后堆芯核功率、堆芯平均温度、一回路和二回路压力,以及非能动余热排出系统功率随时间的变化,论证了非... 中国核动力研究设计院(NPIC)设计的中国一体化先进堆(CIP)余热排出系统是非能动系统。采用RELAP5/MOD程序分析计算该堆全厂断电事故后堆芯核功率、堆芯平均温度、一回路和二回路压力,以及非能动余热排出系统功率随时间的变化,论证了非能动余热排出系统对事故的缓解能力。分析结果表明,CIP在发生全厂断电事故后,完全能够依靠非能动余热排出系统导出堆芯余热,保证反应堆的安全。 展开更多
关键词 一体化先进堆 非能动余热排出系统 全厂断电事故
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AP1000非能动余热排出热交换器管板堆焊技术 被引量:8
8
作者 王莉 徐祥久 +1 位作者 王舒伟 杜玉华 《压力容器》 2016年第1期74-78,共5页
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... 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。 展开更多
关键词 AP1000 非能动余热排出热交换器 管板 堆焊
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水箱自然对流条件下非能动余热排出换热器的传热分析 被引量:4
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作者 周响 王学生 +1 位作者 门启明 孟祥宇 《华东理工大学学报(自然科学版)》 CAS CSCD 北大核心 2015年第1期118-124,共7页
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... 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。 展开更多
关键词 非能动余热排出换热器 自然对流 传热 水箱
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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 被引量:8
10
作者 张钰浩 陆道纲 +3 位作者 王忠毅 吴广皓 傅孝良 杨燕华 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2016年第10期1763-1770,共8页
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... 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。 展开更多
关键词 非能动余热排出热交换器 内置换料水箱 自然对流 池式沸腾 传热经验关系式
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AP1000非能动余热排出系统建模与瞬态数值分析 被引量:2
11
作者 王伟伟 苏光辉 +1 位作者 田文喜 秋穗正 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2011年第12期1456-1461,共6页
针对AP1000非能动余热排出系统(PRHRS)的具体结构,采用FORTRAN程序设计语言自主开发了瞬态分析程序RETAC-PRHRS(REactor Transient Analysis Code-Passive Residual Heat RemovalSystem)。利用编制的程序对PRHRS误开启事故进行分析,得... 针对AP1000非能动余热排出系统(PRHRS)的具体结构,采用FORTRAN程序设计语言自主开发了瞬态分析程序RETAC-PRHRS(REactor Transient Analysis Code-Passive Residual Heat RemovalSystem)。利用编制的程序对PRHRS误开启事故进行分析,得到了堆芯归一化热功率、流量、最小偏离核态沸腾比(MDNBR)、系统压力、PRHRS流量等主要系统参数的响应特性。分析结果表明,在PRHRS误开启事故发生时,主要系统参数未超出规定限值,不会触发反应堆停堆。并将计算结果与热工水力分析软件,包括西屋公司开发的LOFTRAN及GSE公司开发的Topmeret/THEATRe的计算结果进行对比。对比趋势符合良好,从而证明了AP1000 PRHRS建模的合理性。 展开更多
关键词 AP1000 非能动余热排出系统 误开启 自然循环 RETAC-prhrS
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大型先进压水堆非能动冷却水箱关键热工水力特性研究综述 被引量:1
12
作者 陆道纲 张钰浩 +4 位作者 李向宾 周世梁 曹琼 隋丹婷 王汉 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2019年第10期1930-1940,共11页
第3代大型先进压水堆设置非能动余热排出系统,包括大容积高位水箱及其内置的非能动余热排出热交换器(PRHRHX)和自动降压系统(ADS)喷洒器,在运行过程中呈现出复杂的气液两相热工水力现象和独特的传热、传质特性。近年来随着非能动安全系... 第3代大型先进压水堆设置非能动余热排出系统,包括大容积高位水箱及其内置的非能动余热排出热交换器(PRHRHX)和自动降压系统(ADS)喷洒器,在运行过程中呈现出复杂的气液两相热工水力现象和独特的传热、传质特性。近年来随着非能动安全系统工程需求和相关研究的兴起,国内外开展了一些针对大容积非能动冷却水箱及其内置关键部件热工水力特性的相关研究,本文对上述问题的研究现状进行综述。对于PRHRHX,评价特殊C型管束在单相自然对流、两相沸腾条件下的传热特性,分析经典传热模型及改进经验关联式的适用性;对于ADS1~3级喷洒器高温高压蒸汽喷放冷凝过程,综合分析其喷放冷凝流型、特征参数、冷凝换热系数等关键传热、传质特性。以上研究大幅丰富了第3代大型先进压水堆大容积水箱的设计理论,并进行了实际工程应用。本文在此基础上,对相关研究未来发展方向进行展望。 展开更多
关键词 内置换料水箱 非能动余热排出热交换器 第1~3级自动降压系统 传热特性 综述
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二回路非能动余热排出系统设计要素分析 被引量:2
13
作者 张红岩 师二兵 方成跃 《中国舰船研究》 CSCD 北大核心 2017年第3期98-104,共7页
[目的]为研究二回路非能动余热排出系统(PRHRS)的运行特性,[方法]借助瞬态热工安全分析程序RELAP5,建立主冷却剂系统和二回路非能动余热排出系统的仿真模型。对二回路非能动余热排出系统的3个关键设计要素(设计负荷、应急补水箱及蒸汽... [目的]为研究二回路非能动余热排出系统(PRHRS)的运行特性,[方法]借助瞬态热工安全分析程序RELAP5,建立主冷却剂系统和二回路非能动余热排出系统的仿真模型。对二回路非能动余热排出系统的3个关键设计要素(设计负荷、应急补水箱及蒸汽侧隔离阀开启速度)开展全部电源丧失事故及单侧主给水管道断裂事故工况下的瞬态计算和对比分析,[结果]分析结果表明:设计负荷需综合考虑系统安全性与冷却速率;应急补水箱向蒸汽发生器注水有利于事故后的初期冷却,而降低隔离阀开启速度可改善系统的启动特性。[结论]计算分析结果可为核动力装置二回路非能动余热排出系统设计提供参考。 展开更多
关键词 二回路系统 非能动余热排出系统 设计负荷 应急补水箱 隔离阀开启速度 RELAP5
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传热管内壁涡流磁信号的研究分析 被引量:1
14
作者 王佐森 李慧博 +1 位作者 张建磊 程仲贺 《压力容器》 2017年第7期60-65,共6页
非能动余热排出热交换器是AP1000核电站特有的设备,按照美国西屋公司设计规范要求,其C型换热管在制造厂水压试验后、役前和在役检测时进行全管范围的内涡流检测,进而对整个换热管的质量状况进行评估。基于涡流检测技术,介绍了传热管内... 非能动余热排出热交换器是AP1000核电站特有的设备,按照美国西屋公司设计规范要求,其C型换热管在制造厂水压试验后、役前和在役检测时进行全管范围的内涡流检测,进而对整个换热管的质量状况进行评估。基于涡流检测技术,介绍了传热管内壁磁信号的特征,通过理论分析、试验验证和产品验证,最终将管子轧制产生的磁信号与真实的内壁缺陷及附着在管子内壁的金属异物产生的磁信号进行区分。 展开更多
关键词 非能动余热排出热交换器 锈斑 磁信号 涡流检测 分析验证
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AP1000非能动余热排出系统共因失效研究 被引量:1
15
作者 周蓝宇 齐实 周涛 《华电技术》 CAS 2016年第12期18-20,27,共4页
采用多希腊字母(MGL)模型,借助Risk Spectrum软件对AP1000非能动余热排出系统(PRHRS)进行共因失效影响分析。针对是否考虑共因失效(CCF)分别进行计算,得出不考虑CCF时PRHRS的失效概率为9.559×10^(-6),而考虑CCF时PRHRS的失效概率为... 采用多希腊字母(MGL)模型,借助Risk Spectrum软件对AP1000非能动余热排出系统(PRHRS)进行共因失效影响分析。针对是否考虑共因失效(CCF)分别进行计算,得出不考虑CCF时PRHRS的失效概率为9.559×10^(-6),而考虑CCF时PRHRS的失效概率为2.008×10^(-4)。对比可知,PRHRS的失效模式在是否考虑CCF时是不同的,且考虑CCF时PRHRS的失效概率比不考虑CCF时大2个数量级。PRHRS失效不考虑CCF时,热交换器泄漏和安全壳内置换料水箱(IRWST)水箱失效对整个PRHRS影响最大;考虑CCF后,气动阀CCF成为PRHRS失效的主要影响因素。 展开更多
关键词 多希腊字母(MGL)模型 非能动余热排出系统(prhrS) 共因失效(CCF) 热交换器 安全壳内换料水箱(IRWST) 气动阀
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AP1000非能动余热排出热交换器的焊接 被引量:4
16
作者 王莉 徐祥久 《锅炉制造》 2015年第6期39-42,46,共5页
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... 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。 展开更多
关键词 AP1000 非能动余热排出热交换器 焊接
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非能动余热排出系统模化及验证分析 被引量:1
17
作者 武玉增 李常伟 《船舶》 2014年第4期75-81,共7页
模化理论是核反应堆安全系统试验验证的基础。文中以国外某核电厂的非能动余热排出系统为对象,通过模化分析确定一回路失电事故工况下非能动余热排出系统的模化比例系统;采用RELAP5/MOD3.2软件对工程原型和模化系统进行了数值计算,数值... 模化理论是核反应堆安全系统试验验证的基础。文中以国外某核电厂的非能动余热排出系统为对象,通过模化分析确定一回路失电事故工况下非能动余热排出系统的模化比例系统;采用RELAP5/MOD3.2软件对工程原型和模化系统进行了数值计算,数值结果验证了非能动余热排出系统模化分析的正确性。 展开更多
关键词 模化分析 非能动余热排出系统 数值验证
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AP1000非能动余热排出热交换器管板堆焊技术
18
作者 王莉 徐祥久 +1 位作者 王舒伟 杜玉华 《锅炉制造》 2016年第2期38-41,共4页
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... 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。 展开更多
关键词 AP1000 非能动余热排出热交换器 管板 堆焊
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非能动余热排出热交换器自然循环数值模拟 被引量:6
19
作者 宋阳 李卫华 李胜强 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2012年第B12期767-770,共4页
对非能动余热排出热交换器的C型管束结构,采用Fluent软件以管内管外耦合的方法进行了流动及传热的数值模拟,研究了水箱内中心管束内及水箱内自然循环的流场和温度场分布,为非能动余热排出热交换器的设计和余热排出系统的运行提供了参考。
关键词 非能动余热排出 热交换器 计算流体力学 自然对流 FLUENT
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余热排出系统中的热管设计及传热性能研究 被引量:3
20
作者 段倩妮 王成龙 +4 位作者 张大林 秋穗正 苏光辉 田文喜 徐建军 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2021年第6期1000-1006,共7页
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... 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。 展开更多
关键词 热管 换热器 优化设计 传热特性 非能动余热排出系统 复合型吸液芯
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