游泳池式反应堆铝制热交换器设计运行中的几个问题

铝传热性好,又适用于纯水等介质,因此在一定的热力参数范围内用铝作热交换器比用铬镍不锈钢有较大的优越性。在反应堆释热元件包壳为铝时,热交换器用铝制作尤为适宜。本文所述反应堆铝热交换器虽曾发生过列管振动磨损引起泄漏以及传热系数严重降低等问题,但对比了国内外铝热交换器的发展趋势与使用情况,通过解决这些问题,我们认为:在低热力参数的反应堆冷却系统中使用铝热交换器没有不可克服的技术困难。使用铝热交换器是合理的。     

标准导读

NB/T20005.2—2012《压水堆核电厂用碳钢和低合金钢第2部分:2、3级热交换器管板锻件》。本部分规定了压水堆核电厂2、3级热交换器用20、16Mn碳钢和低合金钢管板锻件的制造、化学成分、力学性能、试验方法、检验规则等技术要求。本部分适用于压水堆核电厂2、3级热交换器管板用厚度为     

压水堆核电站蒸汽发生器传热管的检修

文中着重介绍了压水堆核电站蒸汽发生器传热管检修中采用的机械堵管、取管和衬管技术,并对镀镍法和管子部分更换法作了介绍。     

日本快实验堆“常阳”开始第13次检修

【日本核燃料循环开发机构2000年6月1日报道】 实验快堆“常阳”(额定功率100 MW)从2000年3月23日开始实施第35次循环运行,于6月1日上午10点55分终止了循环运行。接着又开始了第13次定期检查,这次检修除了换料和检查各种设备之外,还将进行主冷却系统的设备改造(MK-Ⅲ改造)。这次的定期检查将进行约32个月。 第13次定期检查的主要项目有:反应堆控制设备的检修;反应堆冷却系统设备的检修;电源设备的检修;燃料操作系统的检修。 主冷却系统改造工程(MK-Ⅲ改造)的主要项目有:更换主冷却器;更换中间热交换器;设备的单台试验、综合机能试验及性…     

管式热交换器中流致振动的预防和消除

本文介绍预测和解决有关热交换器管子振动和声振动问题的各种方法:包括适用于普通多跨管模型的包含有热交换器运行经验的稳定图的使用;为防止声振动而选择有效的隔板构形的方法;一种用鳍状栅代替一般隔板的新方法;一种利用螺旋形隔条来提高耐振性的新方法。这些方法能被单独地或组合地用于防止流致振动的设计。     

核电站蒸汽发生器在役检修多功能机械手研制

以核电站蒸汽发生器在役检修虚用为背景,研制了国内首个多功能机械手系统.该机械手能用于传热管涡流检查、超声检查、堵管、衬管、水室表面电视检查等检修工作.机械手主要由脚部(基础模块)和6个旋转关节模块组成.模块化设计不仅提高了机械手的可靠性和可维护性,还使其能够适应不同型号蒸汽发生器的检修需要.机械手特殊的两端作业方式提高了检修效率,极大地降低了操作人员整体辐射水平.     

蒸汽发生器与热交换器流致振动

在蒸汽发生器和热交换器的设计阶段应避免可能导致管子破损的过大振动。所以，在制造壳管式热交换器前应全面分析流致振动。必须指出，管子振动应低于许可水平，并且没有难以接受的共振和流体弹性不稳定性。振动分析按以下步骤进行：1）计算流量分布；2州算动态参数（即阻尼、有效管子质量、动态刚度）；3）导出振动激励机理公式；4）预测振动响应；5）评估受损结果（即对比许可值）。文中对每一步都提出了适用的要求。本文可用于核蒸汽发生器以及二次侧有液体的壳管或热交换器。     

示范快堆正常余热导出方式优化研究

基于示范快堆1号机组正常余热导出系统单独设置(非安全级),实现将反应堆停堆检修或换料时用7天时间导出堆芯余热。由于钠冷快堆的特殊性,无法像压水堆那样利用辅助给水、大气释放阀导出堆芯余热,提前释放常规岛水汽和冷源系统检修窗口,为此设计了LBN系统并配置循环冷却塔、热交换器、循环水泵、管道、阀门以及仪表控制设备,以达到堆芯余热导出和提前释放三回路系统检修窗口目的,但经过对三回路系统设计及汽轮发电机组和三回路系统整体停役检修窗口研究分析,借鉴压水堆的经验可以通过循环水泵—凝汽器或循环水泵—闭式冷却水余热导出方式取代正常余热导出系统,从而实现利用已有系统设备实现堆芯余热导出,节省前期投资和后期运维成本,对2号机组设计优化具有借鉴意义。     

含缺陷Inconel 690蒸汽发生器传热管的强度及堵管准则研究

针对缺陷对传热管强度的影响以及传热管判废准则问题展开研究,研制了适用于小管径蒸汽发生器传热管极限载荷及爆破压测试的实验装置,对含体积型缺陷及面型缺陷的Inconel 690蒸汽发生器传热管进行了实验研究,并采用有限元法对极限载荷及爆破压进行了估算.在此基础上,研究了传热管的堵管准则,提出了两级评定方法.该评定方法可根据缺陷的深度、轴向及环向长度来综合评价.     

MJTR主热交换器清洗时间的估算

主热交换器是岷江试验堆(MJTR)的关键部件之一,其换热能力决定MJTR能否安全运行,为保证其换热能力,换热器运行一段时间后需要清洗。本文介绍了在已知主热交换器总传热系数,一次水、二次水的出、入口水温等条件下,通过对对数平均温差、换热面积的估算,并结合二次水出、入口压差,判得出主热交换器二次侧压差大于或等于35.15 kPa时,主热交换器换热性能已有所下降,应对主热交换器进行清洗的结论。     

CEFR改进型独立热交换器热工水力分析研究

事故余热排出系统是池式钠冷快堆最重要的专设安全设施之一,是实现反应堆相关事故工况下余热排出安全功能的主要手段,如全厂断电工况,而独立热交换器是快堆事故余热排出系统的关键设备之一。本文以ANSYS FLUENT为工具,对中国实验快堆现有的独立热交换器和一种改进的新型独立热交换器布置在快堆热池中的情况进行了瞬态数值模拟,并分析比较其结果,证明了改进型独立热交换器在热工水力上的可行性。本文工作对大型快堆的独立热交换器的设计具有一定的借鉴意义。     

蒸汽发生器焊接堵管堵头的设计与评价

蒸汽发生器传热管是一回路承压边界中最薄弱的环节,当传热管发生严重降质时,通常采用堵管方式来避免二次侧流体受到放射污染。为克服现行堵管方法带来的高应力和塑性变形,或近程操作带来的人员受高剂量辐照问题,设计了一种新型蒸汽发生器自熔焊焊接堵管堵头,采用数值模拟方法进行了焊接残余应力研究和应力分析评价。结果表明该焊接堵管堵头是安全可靠的。     

EPR机组乏燃料水池热交换器逆向加热调试方案研究与验证

欧洲先进压水堆(EPR)热交换器的逆向加热调试方案为:使用设备冷却水系统(RRI)逆向加热堆和乏燃料水池冷却和净化处理系统(PTR)热交换器。调试过程中:反应堆冷却剂系统(RCP)主泵热量通过余热排出系统(RHR)—设备冷却水系统(RRI)—PTR链路逆向加热乏燃料水池(SFP)。通过仿真软件对EPR的SFP热交换器进行建模,分析热交换器的热力性能,转换试验准则,达到在试验工况即可验证系统设计中严重事故工况下的热交换器性能,并最终通过调试试验对技术方案的可行性进行了验证。     

田湾核电站凝汽器真空系统板式热交换器缺陷及处理

文章对田湾核电站凝汽器真空系统板式热交换器发生的各类缺陷进行了归纳总结;通过对各类缺陷的原因的分析,针对每类缺陷给出了处理方法,对各种措施的效果进行了评价,指出了板式热交换器缺陷处理中应注意的问题,以保证板式热交换器的安全、稳定运行。     

核电厂PCS热交换器的选型设计及工程应用

三代百万千瓦级压水堆核电厂非能动安全壳热量导出系统（PCS）非能动热交换器作为全新设计，研究其设备功能、换热功率和空间布置等要求，针对不同型式换热器优缺点对比，开展PCS热交换器选型分析。开展传热计算和数值模拟分析，确定热交换器关键参数要求及关键部件设计方案。针对实际工程应用需求，开展PCS热交换器整体结构设计研究，确定设计方案。     

压水堆核电站余热排出热交换器性能研究

本文对岭澳二期核电工程余热排出热交换器的性能进行计算研究,得到了余热排出热交换器的换热功率随流量及管侧入口温度的变化关系。通过对余热排出系统正常运行的初期及末期进行校核,验证了余热排出热交换器在正常运行期间完全能满足导出堆芯余热的要求。     

设备冷却水系统放射性异常的响应分析

对于具有中间冷却系统的核电厂,当发生热交换器破损导致冷却剂泄漏时,需要及时判明放射性升高原因,采取有效措施控制和消除故障。文章通过回顾大亚湾核电站D2REN002RF热交换器泄漏和D1REN004RF传热管泄漏两次设备冷却水核岛热交换器泄漏的处理过程,分析具体故障原因和相应故障现象,并依据设备冷却水系统放射性的监测及行动要求,可归纳总结出设备冷却水系统放射性异常时的通用响应措施,并在故障原因确认和机组状态控制以及各阶段行动方面给出具体建议步骤,在其他具有中间冷却系统的核电站再次发生此类事件时可据此快速查找及隔离故障热交换器,以控制故障发展,减小热交换器泄漏事件后果。     

蒸汽发生器的衬管

早期，当蒸汽发生器传热管破损时，堵管是唯一的修理方法。但随着堵管率的不断提高，当大约20％的传热管被堵管时蒸汽发生器就会丧失其发电能力的裕量。20世纪70年代中期开发了衬管技术，甚至对过去已堵掉的管子也可采用衬管修理。     

池式快堆系统分析软件稳态功能开发

针对目前我国快堆系统分析软件主要采用国外引进方式而导致难以掌握核心物理模型的现状,以中国实验快堆(CEFR)为研究和建模对象,基于中子动力学模型、堆芯及其热钠池模型、中间热交换器模型、一回路和中间回路热量传输系统模型、三回路模型等,自主开发了基于CompaqVisualFortran(CVF)的适用于稳态计算的池式快堆系统分析软件SAC-CFR。通过与中国实验快堆安全分析报告中数据进行对比,验证了所开发模型的精度,为下一步瞬态模型的开发及控制和保护系统的开发做准备。     

管式热交换器的动态特性分析方法比较与验证

以正常余热排出热交换器(RNS HX)为例,分别采用梁模型和3D壳-梁2种模型对其进行固有频率的计算和比较,并通过一个圆筒考题来分析2种模型计算结果的差异,指出了梁模型中不合理的边界处理。对比秦山一期核电项目中热交换器固有频率的测试结果和巴基斯坦核电站二期(C-2)项目热交换器3D壳-梁模型的分析结果表明,3D壳-梁模型计算值与实测值吻合较好。因此,3D壳-梁建模技术可应用于类似热交换器的动态特性分析。