华龙一号设备冷却水系统板式换热器性能研究

采用准则数法换热公式、HTRI传热因子经验公式、Matin传热经验公式、Muley A传热经验公式4种方法对福清核电厂12号机组的板式换热器进行校核计算。采用准则数法换热公式计算的换热面积与厂家设计值偏差最小。采用准则数法对华龙一号设备冷却水系统板式换热器进行验证,结果表明厂家提供的换热器满足工程要求。     

乏燃料水池缺乏虹吸断路开孔事件经验反馈

福岛核事故后,根据世界核电运行者协会(WANO)运行经验报告的指导建议,法国科特农核电厂对乏燃料水池冷却系统进行了检查,检查发现其乏燃料水池冷却系统管道上并没有虹吸断路开孔,这将有可能导致乏燃料水池排空。法国核电厂虹吸断路装置包括开孔或弓形管道两种形式,能够抑制虹吸效应防止乏燃料水池排空。法国科特农核电厂建造期间未按设计要求在乏燃料水池冷却系统管道上开孔,存在水池排空的潜在危险。国内运行核电机组乏燃料水池冷却循环管线布置情况与法国核电厂类似,通过对比分析提出适用于我国核电厂的经验反馈信息。     

低温厂址条件下设备冷却水换热器热负荷分区运行

为了防止低温厂址条件引起的设备冷却水系统(RRI)换热器出口温度低于设计限值甚至冻结,导致因冷却过度引起丧失最终热阱,红沿河核电厂RRI换热器采用了热负荷分区运行。在一定的设计限值范围内,分析重要厂用水系统(SEC)水力学设计和RRI/SEC换热计算的设计输入和边界条件,计算单个热负荷分区的边界,并推导热负荷分区的总和。热负荷分区运行是红沿河核电厂1#和2#机组RRI换热器运行方式的基本思想,为低温厂址条件下,RRI/SEC传热运行方式提供了重要的设计参考。     

乏燃料水池丧失冷却事故下安全性能评估

以RELAP/MOD3为分析工具,对典型沸水堆核电厂乏燃料水池热工水力行为进行模拟,详细分析乏燃料水池自然循环对流换热、丧失冷却性能下燃料裸露过程、应急洒水喷淋、热辐射等。验证所建立的乏燃料水池模型计算乏燃料水池冷却系统正常运行下的稳态过程可用后,对丧失冷却事故条件下的乏燃料水池丧失冷却事故下安全性能进行分析。计算结果为乏燃料水池冷却丧失性能后17.87 d乏燃料将裸露;若考虑辐射传热因素则包壳峰值温度达到1204℃的时间延后8.97 h;若按照美国核能研究所(NEI)建议的12.6kg/s喷淋洒水量,需要2.4 h可将燃料温度由726.9℃降至100℃。     

卸压箱冷却管传热计算方法研究

在改进型核电厂设计中,卸压箱的系统参数变化很大。作为卸压箱换热的重要组成部分,必须对冷却管进行传热计算。本文对冷却管传热计算进行分析,提出简化模型和对应的计算方法。     

应用GOTHIC8.0程序分析AP1000核电厂PCS传热传质过程

研究应用GOTHIC8.0程序分析AP1000核电厂非能动安全壳冷却系统(PCS)传热传质过程,通过理论计算和程序分析两种方式对分析结果进行比较和评价。研究结果表明:GOTHIC8.0程序的DLM-FM模型适用于模拟安全壳内蒸汽在安全壳内壁面的冷凝传热传质过程,Film模型适用于模拟安全壳外水膜的蒸发传热传质过程。GOTHIC8.0程序可用于分析AP1000核电厂PCS传热传质过程,为AP1000核电厂在设计基准事故(DBA)下安全壳响应分析提供了另一种可行的工具。     

换热器热工计算中传热温差计算方法的一致性问题

对换热器热工计算中传热温差的计算方法进行了讨论、分析。经分析认为，在利用经验公式、传热方程和传热系数方程联立求解时，目前普遍采用的计算方法中隐含着传热温差计算方法的不一致，本文对由此而产生的误差大小及变化规律也进行了分析、计算，并对对数平均温差的适用范围进行了探讨     

换热器热工计算中传热温度计算方法的一致性问题

对换热器热工计算中传热温差的计算方法进行了讨论、分析。经分析认为，在利用经验公式，传热方程和传热系数方程联立求解时，目前普遍采用的计算方法中隐含有传热差计算方法的不一致，本文对由此而产生的误差大小及变化规律也进行了分析、计算、并对对数平均温差的适用范围进行了探讨。     

杆式支撑换热器换热的数值模拟

采用数值模拟方法研究杆式支撑换热器．可以克服实验研究方式的不足。利用相似理论确定数值模拟模型,分析了各结构参数变化对换热器传热和流动性能的影响．利用最小二乘法．进一步回归出杆式支撑换热器层流下的传热和流动阻力的准数关联式．设计,建造了一套可变结构参数的杆式支撑换热器热模实验装置．在壳程单排管间布杆或双排管间布杆、不同流速和不同折流栅结构参数情况下测得了100个实验值．将实验测量值和计算值进行了比较。结果表明：数值模拟计算的Nu值和△p值与实验测量值吻合很好,由实验数据回归得到的传热和流动阻力无因次准数关系式与数值模拟程序计算得到的准数关系式也吻合较好．显示出数值模拟方式进行换热器研究的显著优点.     

用RETRAN程序进行乏燃料元件贮存水池的热工水力安全分析

开发了对核电厂乏燃料贮存水池进行热工水力分析的ＲＥＴＲＡＮ模型,按照最大热功率工况,即在乏燃料贮存水池中装满乏燃料组件（其中包括换料期间刚卸出的全堆芯燃料组件）的条件下用ＲＥＴＲＡＮ模型来评估乏燃料贮存水池冷却系统的冷却能力,并进行了几个假想方案的瞬态计算和校对计算。利用ＲＥＴＲＡＮ模型来评估乏燃料贮存水池稳态和瞬态的热工水力安全分析既方便,又精确,还可用于申请许可证的计算和估算水池的温度分布。     

Pool boiling heat transfer enhancement on porous surface tube

The passive residual heat removal exchanger (PRHR HX),which is a key equipment of the passive residual heat removal system,is installed in an elevated pool.Its heat transfer performance affects security and economics of the reactor,and boiling heat transfer in the liquid surrounding the exchanger occurs when the liquid saturation temperature exceeded.The smooth tubes,which are widely used as heat transfer tubes in PRHR HX,can be replaced by some enhanced tubes to improve the boiling heat transfer capability.In this paper,the pool boiling heat transfer characteristics of smooth tube and a machined porous surface tube are investigated by using high-pressure steam condensing inside tube as heating source.Compared with smooth tube,the porous surface tube considerably enhances the boiling heat transfer,and shortens the time significantly before reaching the liquid saturation temperature.Its boiling heat transfer coefficient increases from 68% to 75%,and the wall superheat decreases by 1.5oC.Combining effect of condensation inside tube with boiling outside tube,the axial wall temperatures of heat transfer tube are neither uniform nor linear distribution.Based on these investigations,enhance mechanism of the porous surface tube is analyzed.     

快堆钠-空气热交换器翅片管传热及阻力特性试验研究

钠-空气热交换器是钠冷快堆事故余热排出系统的重要设备之一,与外界环境一起构成事故下反应堆余热的最终热阱。由于钠-空气热交换器的换热管采用垂直布置的翅片管结构,空气在不同位置处冲刷换热管的流速以及角度不同,导致其传热特性及阻力特性与传统翅片管换热器有很大不同。本文以钠-空气热交换器工程设计需求为研究背景,设计了两种试验件分别进行空气冲刷角度为90°和30°时翅片管束传热与流动阻力特性试验研究。试验结果表明：对于相同管排,空气冲刷角度为90°时的翅片管的换热系数及阻力系数明显大于空气冲刷角度为30°时的翅片管;对于相同空气冲刷角度下的不同换热管排,第2排翅片管的换热系数最大。本文研究为钠-空气热交换器的设计及优化提供了理论依据。     

Experimental Study on Heat Transfer and Resistance Characteristics for Finned Tube of Fast Reactor Sodium-air Heat Exchanger

Sodium-air heat exchanger is one of the important equipment in the decay heat removal system of sodium-cooled fast reactor, which together with the external environment constitutes the final heat trap for the residual heat of a reactor. Due to the vertically arranged finned tube structure adopted by the heat exchanger tubes of the sodium-air heat exchanger and the difference of the flow direction and velocity of the air at the different positions, the heat transfer and resistance characteristics are very different from of traditional finned tube heat exchanger. In this paper, based on the engineering design requirements of sodium-air heat exchanger, two kinds of experimental specimens were designed to study the heat transfer and flow resistance characteristics of finned tube bundles with air flow angles of 90° and 30°. The experimental results show that the heat transfer and resistance coefficients of the same finned tube with air flow angles of 90° are significantly greater than those of the finned tube with air flow angles of 30°. For the same air flow direction, the second finned tube has the largest heat transfer coefficient. The research provides a theoretical basis for the design and optimization of sodium-air heat exchanger.     

A thermal hydraulic calculation method of an intermediate heat exchanger of a loop type FBR

This paper describes a thermal-hydraulic calculation of an intermediate heat exchanger (IHX) with the computational fluid dynamics (CFD) code CFX. The motivation of this paper is to clarify a heat transfer degradation phenomenon in the IHX through three-dimensional calculation. The whole IHX of the “Monju” reactor is modeled with three parts, i.e., the primary side, the secondary side and the heat transfer region. Through a partial calculation using these models, the flows on the primary side and the secondary side are shown to be axisymmetric. Therefore, a sector model is adopted for the calculation model in the heat transfer region. The calculated temperatures in the IHX are compared with the measured results using the IHX in the “Monju” reactor. Good agreement is obtained for the predicted outlet temperatures and temperatures on the shell surface. As a result of the CFD calculation, it is evaluated that a heat transfer in the lower plenum on the secondary side is dominant under the low flow rate conditions. This fact contributes to lower the heat transfer coefficient in the IHX when the standard heat exchanger theory is applied to calculate the overall heat transfer coefficient between the primary and the secondary sides.     

欠热条件下非能动余热排出热交换器传热试验数值模拟

针对大型先进压水堆非能动余热排出热交换器设计和安全分析计算模型存在的重要缺陷,以AP1000的非能动余热排出热交换器为原型,采用3根C型管进行了非能动余热排出热交换器传热试验。然后采用流体计算软件对欠热试验工况进行了数值模拟,通过多次计算得到了传热管外传热计算可采用的传热关系式,选取的传热模型下的计算结果与试验结果符合较好。利用传热模型验证了AP1000的设计工况,发现AP1000非能动余热排出热交换器的设计能带走堆芯余热。本文研究可为大型先进压水堆设计和安全分析提供技术支撑。     

竖直和水平圆管换热器在内热源液池内的两相换热特性

针对溶液堆整体模拟试验模型的结构尺寸和运行工况,建立了内热源液池内自然对流和鼓泡驱动同时作用下竖直和水平圆管换热器的两相流动和换热模型,进行了相应的数值模拟计算.数值计算得到不同加热强度和鼓泡流量下的对流换热性能,与相应试验结果进行了比较分析.利用相似理论和量纲分析,推导了内热源液池内两相流动换热的无因次准则关系式,根据数值计算结果总结出换热Nu数的经验关系式.最后,分析比较了竖直和水平圆管换热器的两相对流换热特性,为溶液堆内换热器设计和布置提供理论参考.     

中间换热器的传热和阻力特性

中间换热器在高温气冷堆氦气透平间接循环发电系统中是耦合高温气冷堆和氦气透平的关键部件,承担着将高温气冷堆中高温氦气的能量传递到氦气透平回路的任务.中间换热器给氦气透平的设计和运行维护带来方便,但它的传热与阻力性能不可避免地影响循环效率,因此,中间换热器的设计和选型需综合考虑传热效率、压力损失、材料性能和紧凑度等因素.本文介绍了印制板式换热器(PCHE)的主要特点,分析了它在间接循环系统中应用的可行性,重点研究了该中间换热器的传热和流动阻力特性,以及影响PCHE换热效率和压力损失的主要因素.在此基础上,提出了优化中间换热器传热和阻力特性的途径和方法.     

池式反应堆剩余发热长期冷却分析

对一座池式反应堆剩余发热长期冷却进行了分析。剩余裂变功率通过求解中子动力学方程得出 ,剩余衰变功率采用我国最新的核工业标准EJ/T 745 92计算。传热计算采用一维传热模型。编制了计算程序 ,选取了合适的参数进行了计算并给出了与RETRAN 0 2程序计算结果的比较。最后还分析了剩余发热的冷却情况与池内水量、混凝土导热系数、外界空气温度等参数的关系     

转运通道中燃料组件沸腾传热的试验研究

在压水堆换料过程中,乏燃料组件要通过水下通道完成从反应堆厂房到乏燃料水池的运输。为获得乏燃料组件在换热条件较恶劣的承载器顶角区域的传热特性,开展了试验研究,测量得到了2 400～20 000 W/m²不同热流密度下承载器顶角区域3根燃料棒顶部的沸腾换热系数,并拟合得到沸腾传热关联式。研究结果可为今后工程应用中评估燃料组件在转运过程中的热工安全状态和表面最高温度提供参考。     

水基磁性流体池沸腾传热强化的实验研究

通过水和水基磁性流体池沸腾传热的对比实验,确定了水基磁性流体强化沸腾传热的效果,并进行了机理分析。实验结果显示,热流密度相同时,水基磁性流体的沸腾换热系数比水至少增强2倍,施加磁场可进一步强化沸腾传热,增强倍数可超过5倍。通过分析磁场对磁性流体中沸腾汽泡的影响,认为施加磁场有使汽泡脱离直径减小,生长速度加快和脱离频率增加的作用。