浅谈我国核电厂重要厂用水系统换热器隔离阀门与放射性监测仪表配置优化

对于运行核电厂来说,重要厂用水系统与质量和安全密切相关.核电厂重要厂用水系统用于导出设备冷却水系统所传输的热量,将其输送到海水中,因此是核岛的最终热阱.本文描述了当前我国大部分核电厂重要厂用水系统换热器隔离阀门与放射性监测仪表的配置现状,分析了包括美国、法国以及国际原子能机构对于重要厂用水系统设计要求的相同点与不同点,...     

换料水箱初始水温对非能动余热排出系统运行特性影响试验研究

通过试验对不同内置换料水箱初始水温条件下非能动余热排出系统(PRHRS)投入后堆芯进出口温度、一回路压力、PRHRS自然循环流量和换热功率等试验数据进行了对比分析。试验结果表明:IRWST初始水温较低时,堆芯模拟体进出口水温和压力下降更快,PRHRS热交换器(HX)出口温度低,PRHRS自然循环流量变化趋势基本一致,但换热功率更高。     

压水堆核电厂氚排放量的系统设计分析

压水堆核电厂尤其是内陆核电厂的氚排放一直备受关注。目前关于压水堆产氚的计算分析通常以一回路冷却剂系统作为氚活度衡算边界,系统设计对氚排放量的影响少有讨论。本文将氚活度衡算边界从一回路扩展到反应堆冷却剂净化和复用系统,考察了一回路氚比活度控制值、反应堆冷却剂净化复用系统水装量和不复用排放水量等三个系统设计参数之间的关系和它们对压水堆氚排放量的影响。经分析发现,通过提高一回路氚比活度控制值和增加净化复用系统水装量,可显著降低氚排放量。基于现有的核电厂设计,若将一回路氚比活度控制值从15 000 MBq·t^-1提高到44 000 MBq·t^-1,氚排放量设计值可以降低3%～13%,若进一步增加复用系统水装量到10 000 t,氚排放量设计值可降低46%。     

基于流动和传热关联式的印刷电路板式换热器的几何设计

印刷电路板式换热器(PCHE)是一种紧凑型换热器。基于流动和传热关联式,对PCHE几何尺寸的设计方法进行探索。对换热器设计输入进行分析,并在Matlab计算平台上编写计算程序对特定换热功率和压降要求的PCHE进行尺寸设计。通过与FLUENT15.0计算结果对比,验证计算程序的可靠性。     

氦气杂质对中间换热器材料的影响初探

中间换热器是高温气冷堆氦气透平间接循环和高温工艺热应用的关键部件.中间换热器属于一回路压力边界,它将堆芯出口温度达900～1 000 ℃氦气的热量传递给二回路氦气,此外还承受一、二回路氦气压差,因此,目前能够用于中间换热器的耐热金属材料非常有限.高温气冷堆一、二回路氦气中含有H_2、H_2O、CO、CH_4等杂质,在高温下,氦气杂质对中间换热器材料的影响主要是氧化、碳化和脱碳,降低材料的机械性能,其影响不可忽视.对于中间换热器设计,现有规范的温度范围需扩展,氦气杂质对材料强度的影响也需考虑.     

前缘三角翼涡发生器对扁平通道百叶窗翅片紧凑式换热器热特性的影响

通过自动化系统中使用的典型紧凑式换热器全比例风洞测试对三角翼涡发生器的有效性进行实验验证,讨论了漩涡强化方法的重要机理,其中三角翼的选择是设计涡发生器的基础。对百叶窗翅片基准和漩涡强化百叶窗翅片换热器在全比例干／湿表面条件下的传热和压降特性进行了评估。相对干燥条件而言,平均传热在基准上增加了21％;相对湿润条件而言,平均传热在基准上增加了23．4％,压降损失小予7％。对于自动化系统中的紧凑式换热器而言,漩涡的生成被证明是一个重要的热工水力作用效果。     

高温气冷堆乏燃料分析实验室设计与设备研究

针对我国高温气冷堆乏燃料研究设施的空白,研究设计了专门用于高温气冷堆球形燃料元件辐照后性能研究的乏燃料分析实验室和专用工艺设备。基于球形燃料元件与包覆燃料颗粒的特殊结构,所设计的乏燃料分析实验室包括5间热室、6个手套箱和辅助设施,研究设计了专用的工艺实验设备,能够对辐照后的高温气冷堆燃料元件和包覆燃料颗粒进行宏观检查、燃耗测量、元件解体、模拟事故条件加热、辐照微球γ测量分析破损率,通过金相显微镜和扫描电镜进行微观结构分析,开展燃料元件的辐照失效机理研究。     

基于流热固耦合的U型管式熔盐换热器温度场与应力场分析

熔盐换热器因其系统压力低、运行稳定以及经济性能好等特点在太阳能、核能和高温制氢等领域得到广泛应用。由于熔盐运行温度高,冷热流体温差大,导致熔盐换热器主要部件中产生的热应力不可忽略。本文采用流热固耦合方法分析U型管式换热器的温度场与应力场,首先运用计算流体力学（Computational Fluid Dynamics,CFD）分析获取了换热器主要热性能参数,并与实验结果进行对比,最大偏差约3.07%,验证了CFD流体仿真结果的准确性。在此基础上,对熔盐管壳式换热器运行工况下的传热过程进行了详细分析,获得换热器流场和温度场。最后,通过Ansys workbench有限元软件计算得到由流场、压力场和温度场耦合产生的应力场,并着重分析了与换热管及壳体相连接的管板的应力分布,给出了管板最高应力值及某些路径的应力变化规律。结果表明：应力较大的部位发生在管板的布管区与非布管的连接区域,位于近壳侧的换热管内壁处,距离管板下端面约2 mm的位置。可为熔盐换热器实际运行和结构设计提供重要参考。     

SVDU故障对核电机组控制模式的影响分析及应对方案设计

介绍了方家山核电厂安全级显示单元(SVDU)的故障对机组控制模式的影响,对SVDU上某些特定功能在后备盘控制模式(BUP)上的联锁原因进行了分析并给出了应对技术方案。对于技术方案实施后的影响,从多个方面进行了分析并得出结论:取消5组开关电厂计算机信息和控制系统(KIC)模式/BUP模式切换联锁逻辑后,不仅不会对机组的安全运行产生影响,而且还避免了在KIC可用的情况下,由于SVDU故障而导致机组控制模式切换至BUP模式,甚至可能导致机组进入后撤模式。     

板式换热器在研究堆重水系统中的应用

重水换热器是目前正在建造的两座研究堆中重水冷却系统的重要设备.对两座研究堆中的重水换热器在选型及设计方面进行了优化,通过对比可看出,板式换热器较套管式换热器在安全性和经济性等方面更具优越性.板式换热器在重水系统中的应用对研究堆的设计具有一定的参考价值.     

粗糙元对高温气冷堆中间换热器强化传热性能的影响

为提高高温气冷堆中间换热器的换热效率,通过增加人为粗糙元的方式,对强化传热的效果进行CFD模拟分析,比较粗糙元管道和光滑管道,分别从流场分布、轴向速度、横向速度、湍动能、温度场及壁面传热系数等方面,进行粗糙元对强化传热性能影响的初步探究。结果表明,人为粗糙元的存在会破坏湍流边界层的黏性底层,增强横向扰动,大幅提高对流换热的效率。同时,人为粗糙元会降低主流的轴向速度,增大沿程阻力。因此,通过这项初步探究可为以后设计出具有最佳传热效率的粗糙元流道,提供必要的理论支持。     

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。     

低温堆一回路主换热器优化设计

由于现有小型堆的主换热器存在传热温压损失大、不能实现在役检查、制造比较困难、无法有效防止管流振动等问题,对低温核供热堆主换热器在总体结构、流道设计等方面进行了改进,详细阐述了新方案与现有反应堆换热器方案对比及优化,并对主换热器每种工况进行了结构应力分析和内筒的外压屈曲分析。通过研究表明,低温堆主换热器新方案具有结构简单、经济性高、能够实现在役检查、易于制造等优点,值得在该堆型内推广应用。     

平板滞止区过冷水喷流沸腾临界热流密度实验研究

对高温平板滞止区内过冷水圆形喷流冲击沸腾的临界热流密度进行了系统的稳态实验研究。考察了水过冷度、流速、喷流直径等流动条件对喷流沸腾临界热流密度的影响。建立了一个预示临界热流密度的经验型方程。研究结果证明,过冷水喷流冲击沸腾的临界热流密度取决于过冷度、滞止冲击速度及喷流直径、过冷度的影响尤为强烈。经验式能较好的预示本实验和他人结果。     

一体化压水堆非能动余热排出系统运行特性影响因素分析

根据一体化压水堆额定状态下的运行参数对其非能动余热排出系统进行设计计算,运用RELAP5/MOD3.4程序对该系统的运行特性及影响因素进行仿真计算和分析,通过分析不同换热器设计参数下系统的运行特性,对系统进行优化。计算结果表明：余热换热器换热面积越大、冷热芯位差越大,于自然循环的建立有利,但同时二回路压力峰值也越大。通过合理延长主蒸汽阀门关闭的延迟时间和在余热换热器上设置并联补水箱,可在不影响自然循环能力的前提下解决压力峰值过大的问题,从而优化了余热排出系统的设计。采用以上两种措施可使非能动余热排出系统在满足结构和安全的前提下具有较大的余热排出能力。     

基于系统工程方法的HPR1000应急堆芯余热排出系统设计研究

为进一步提高核电厂的经济性与竞争力,基于系统工程方法,针对"华龙一号"核电机组(HPR1000)应急堆芯余热排出系统开展设计研究,综合考虑安全性、经济性以及技术成熟度等要求,以核电厂工程应用和核电厂整体技术指标最优为目标,构建系统评估指标体系,并运用层次分析法(AHP)分析应急堆芯余热排出系统的最优化设计方案。研究表明,取消汽动辅助给水系统,将非能动余热排出系统(PRS)的功能扩展至缓解预计运行事件和设计基准事故可能是HPR1000应急堆芯余热排出系统更为优化的方案。     

小型模块化钠冷快堆非能动余热排出系统分析研究

针对小型钠冷快堆模块化设计需求,提出了一种利用安全壳内空气自然循环将堆芯余热导入大气最终热阱的非能动余热排出系统方案。通过理论计算并结合系统分析程序RELAP5,对非能动余热排出系统进行建模,分析系统方案的可行性。结果显示：保守假设条件下,在钠装载量为2000 kg工况时,非能动余热排出系统功率在16.88 kW以上可保证堆芯燃料温度不超过安全限值。RELAP5计算结果表明,本文提出的非能动余热排出系统方案冷却功率大于所需最小功率,能满足小型钠冷快堆设计需求。     

Effect of Gas Introduction on Temperature Distribution for Tube Flow with Internal Heat Sources

An experimental study has been conducted to investigate the effect of gas introduction on the heat transfer characteristics for turbulent flow of a heat generating liquid in an adiabatic tube 20 mm in inside diameter. Heat generation within the fluid was brought about by passing an alternating current through the working fluid, which was an aqueous solution of sodium chloride mixed with air bubbles. The superficial liquid Reynolds number ranged 3,700–11,000. The quality was varied from 2.6×10^?5 to 3.3×l0^?3. Measurements were made of the temperature distributions in the fluid as well as on the tube wall. The experimental results were compared with theoretical analyses.

In bubbly flow; the introduction of air into liquid brought forth a flat temperature distribution due to a considerable increase of turbulence and a saddle-shaped void distribution, which had a maximum near the tube wall. In slug flow, however, the void distribution changed to a dome-shaped profile with a maximum at the tube center and the rate of heat generation was higher near the wall than in the center region, resulting in a steep temperature distribution.