N-11220-1型凝汽器的热力性能分析与改造措施探讨

利用自行开发的最新凝汽器数值模拟软件对N-11220-1型电站凝汽器热力性能进行了数值分析并指出其存在的问题。然后通过反复的数值实验指出,要么加大该凝汽器管束周围蒸汽通道的尺寸,要么更换新型优化的管束才能有效改善其运行性能。     

再析N_11220_1型凝汽器热力特性与改造措施

利用自行开发的最新凝汽器数值模拟软件PPOC3．0对国产的N-11220-1型电站凝汽器设计工况的热力特性重新进行了数值计算和分析。针对该型凝汽器存在汽阻较大这一问题而进行了多次数值模拟,实验表明,造成凝汽器壳侧汽阻较大的主要原因是凝汽器蒸汽通道的布置不合理。然后,通过进一步数值计算和分析,对已投运的该型凝汽器进行了改造,要么加大凝汽器管束周围蒸汽通道的尺寸,要么更换新型更先进的管束才能有效改善其运行性能。     

冷却水流程数对凝汽器热力性能的影响

电站凝汽器可以设计成冷却水双流程和单流程。利用自行开发的凝汽器工作特性数值模拟软件PPOC3．0模拟和分析了冷却水流程数对电站凝汽器的热力性能的影响,结果表明单流程凝汽器比双流程凝汽器有更高的热负荷和更小的汽侧阻力。     

冷却水流径对双流程凝汽器热力性能的影响

双流程大型电站凝汽器的冷却水流径主要有上进下出和下进上出两种。利用自行开发的凝汽器工作性能数值模拟软件PPOC3．0模拟和分析了4台不同管束类型的双流程凝汽器在这两种不同冷却水流径情况下的热力性能。结果表明，对于从顶部进汽的大型电站凝汽器，采用上进下出的冷却水流径，可以减小凝汽器的汽阻和凝结水的过冷度，并且改善凝汽器水侧的水力特性。冷却水流径对凝汽器热负荷的影响与凝汽器具体的管束型式有关，将冷却水的第一流程安排在有抽气口和空冷区的管束部分，可以提高凝汽器的热负荷。     

大亚湾核电站凝汽器热力性能分析及改进

利用HEI规范和实际运行的数据对大亚湾核电站凝汽器的热力性能进行了分析和评价，找出了影响其性能的主要因素，并借鉴岭澳核电站凝汽器的结构特点，提出了对大亚湾核电站凝汽器进行改进的建议。     

大港电厂 328 MW 汽轮机凝汽器数值模拟与特性分析

采用数值方法对大港电厂从意大利引进的３２８ＭＷ汽轮机凝汽器壳侧的流动与传统过程进行了计算,对该凝汽器的设计合理性进行了分析。     

N-5700-1型凝汽器传热特性数值分析与改善

利用自行开发的凝汽器数值模拟软件对N-5700—1型电站凝汽器传热特性进行了数值模拟,根据该凝汽器存在的问题,提出结构改进措施,数值分析结果表明所建议的改造措施是有效的。     

直接空冷电厂的凝汽器热力计算方法

直接空冷电厂的凝汽器热力计算方法。     

空压机内置冷却器的热力性能优化

为了提升空压机内置冷却器的热力性能,选取冷却器的最小结构单元,基于k-ε湍流模型建立百叶窗翅片流动传热的数值模型,分析百叶窗翅片结构参数对冷却器内部流动传热特性的影响。结果表明：增大百叶窗倾角、翅片厚度,气流与翅片之间的对流传热能力增强,流动阻力增加;增加百叶窗间距,冷却器传热效果增强,流动阻力减小。百叶窗倾角为29°、间距为1.6 mm、翅片厚度为0.08 mm时,翅片的综合热力性能最佳。     

改造前后凝汽器性能的数值模拟与分析

对某厂330 MW机组凝汽器改造前向心形管束布置和改造后TEPEE两山峰形管束布置的壳侧汽相流动与传热进行了数值模拟与比较.结果表明:改造前凝汽嚣结构设计不合理,上部管束得不到充分利用,导致凝汽器性能差;改造后TEPEE两山峰形管束布置使压降分布均匀,传热系数增大,更有利于凝汽器壳侧蒸汽的流动与传热.改造前后的性能试验结果表明:采用TEPEE两山峰形管束布置方式的凝汽器,其性能指标达到设计值,优于向心形管束布置方式;改造后凝汽器真空比改造前提高了1.743 kPa,端差下降4.63 K.     

125MW汽轮机凝汽器内流体流动和传热特性的数值分析

利用自行开发的凝汽器数值模拟程序 PPOC3.0对 1 2 5MW汽轮机凝汽器的某试验工况进行了数值计算 ,将得到的计算结果与试验数据进行了比较。然后 ,对该凝汽器在设计工况下的壳侧流场和换热情况进行了详细数值分析 ,并指出其中存在的问题。图 8表 2参 7     

汽轮机热力性能试验能耗的定量分析模型

引入加热单元和虚拟热力系统的概念，首次构建了适宜于汽轮机热力性能试验能耗定量分析使用的计算模型，只需利用试验所安装的测点，就能精确计算高压加热器系统内局部扰动对热经济性指标的影响。模型具有通用、精确和适应计算机程序化的特点，适宜于汽轮机热力性能试验定量分析使用。实例验证了方法的有效性。     

具有内置式加热器的凝汽器喉部流场的数值模拟

采用κ-ε模型并结合壁面函数法,利用SIMPLEC算法编程,对某具有内置式加热器的凝汽器喉部的流场进行了三维数值模拟,得到了整个喉部流场的速度分布情况.结果表明,内置式加热器使凝汽器喉部出口流场速度分布的不均匀性加大,从而导致凝汽器热负荷的不均匀,最终影响到凝汽器的真空.该数值模拟结果对凝汽器喉部的完善化设计及改造,具有一定的指导作用.图3参9     

大亚湾核电站凝汽器壳侧流场和传热特性的二维数值分析与改进

采用凝汽器壳侧流场与传热特性计算软件,对大亚湾核电站凝汽器管束排列方式进行了二维数值分析,表明其排管方式存在显著的缺陷。计算表明:在布管空间不变的条件下,采用德国Balcke-Dürr公司的管束排列方式,其传热性能有很大的改善。图14表1参3     

电站凝汽器非设计工况汽相流动与换热特性的数值预测

采用数值模拟方法计算与比较了一台300MW汽轮机对分式凝汽器在半负荷工况时冷却水管全部工作和一半冷却水管投入工作两种运行方式下的汽相流动与传热特性。计算结果表明，两种运行方式下的汽相流动与传热特性有明显差别。在一半冷却水管运行方式下，虽然管束传热系数较高，但由于冷却面积减半，而且汽阻显著增大，因而凝汽器总体传热效果较冷却水管全部运行时的差，使得抽气口处未凝结蒸汽量上升，空气泵负荷增大。     

N7600凝汽器壳侧汽相流动与传热性能数值计算

采用自行编制的程序对N7600凝汽器壳侧蒸汽的流动与传热特性进行了数值计算,得到了壳侧蒸汽的速度与流线、压力、传热系数以及空气浓度等分布图。结果表明：N7600凝汽车器壳侧整体上呈现“汽流向两侧”的流动特点,与设计的初衰基本相符合,在凝汽器的底部流场中存在小的涡流区．说明管束布置还有不合理的地方;凝汽器汽阻为109．5Pa：平均传热系数为3237,15W／m2·K;随着蒸汽的不断凝结,从冷却管束外围到内部的空气浓度逐渐增大。