【摘要】：核電站發(fā)生全廠斷電、主給水喪失等事故時,非能動余熱排出系統(tǒng)中的余熱排出熱交換器(PRHR HX)開始投入使用,及時將堆芯處的余熱排出,擔負著防止反應堆發(fā)生更加嚴重事故的重任。非能動余熱排出熱交換器是依靠溫度差和位差等非能動手段作為驅動力,使換熱器內的流體產生自然循環(huán)流動進行堆芯余熱的排出。該系統(tǒng)使核電站對泵、閥門等能動設備的依賴大大減少,同時也使人為因素對核電站安全的影響大大降低。在核電站中,非能動系統(tǒng)的引入可以有效的增加其在發(fā)生事故時反應堆堆芯的安全性。該課題應用ANSYS流體力學分析軟件,對非能動余熱排出換熱器的傳熱特性進行數值模擬計算,主要涉及的內容如下:1)分析非能動余熱排出換熱器的物理模型,對其進行適當的簡化,并應用DesignModeler 軟件建立 PRHR HX 模型。2)分別研究討論非能動余熱排出換熱器的殼側和管側的溫度場,對PRHR HX殼側不同位置處的流場換熱情況進行重點分析,同時對傳熱管束內部的溫度場進行研究。分析不同入口溫度條件下,出口平均溫度與入口溫度之間的差值,評價PRHRHX的換熱性能。3)分析換熱器殼側的整體及局部速度場,以及PRHR HX的結構對自然循環(huán)的影響,并為先進反應堆非能動余熱排出系統(tǒng)的設計提出相關的優(yōu)化意見。4)定義描述換熱器性能的無量綱參數相對溫降β,對典型工況下?lián)Q熱器換熱性能進行敏感性分析。涉及到的因素主要有管束入口溫度、安全殼內置換料水箱(IRWST)內冷卻劑初始溫度以及傳熱管束流量等。分析表明,本課題所研究的非能動余熱排出換熱器管束入口段內外溫差較大,換熱強烈,殼側溫度升高明顯。IRWST內上部的流體流動與其下部的流體流動相比較為劇烈。位于上部彎管束附近區(qū)域流體流動最為劇烈。PRHRHX管側溫度由于內外側傳熱管管程差別大、換熱條件不同導致出現明顯的沿管程分層現象;殼側的流體出現了明顯的沿高度方向上的溫差分層現象。隨著傳熱管束入口溫度的升高,換熱器的換熱能力逐漸增強,非能動余熱排出效果明顯。通過敏感性分析可知,隨著傳熱管束入口溫度由550K逐漸提高到615K,相對溫降β也呈逐漸增加的趨勢,非能動余熱排出效果越發(fā)明顯。而隨著IRWST箱內冷卻劑初始溫度的升高,傳熱管束的平均出口溫度呈現明顯的升高趨勢,相對溫降β逐漸降低,余熱排出換熱器的冷卻能力逐漸下降。當入口流速在一定范圍內升高時,相對溫降β逐漸降低,冷卻效果逐漸下降,但是當入口流速增大到一定程度后,管束出口溫度和降溫比逐漸穩(wěn)定,換熱器的冷卻效果逐步不受入口流速增大所帶來的影響。
【圖文】：

組固定在支撐結構上的Ｃ型換熱管束和進口封頭、出口封頭組成［３］。ＰＲＨＲＨＸ的入口逡逑管線與ＲＣＳ熱管段相連接，而出口管線連接到蒸汽發(fā)生器（ＳＧ）的下封頭冷腔室，逡逑它們與ＲＣＳ熱管段及冷管段組成了一個閉合的非能動余熱排出回路，ＰＲＨＲＳ如圖１．１逡逑所示。逡逑ＴｆｆＴ邋廠＊ｗ逡逑＿：，１．二…二．：：：：＿：｜￣—？．軟汽％’？交？．逡逑搬觸熱邋畫邋安灸} 貧邐發(fā)＾Ｓ逡逑yUh潱佩濉鰣蝐劭瞥性佩義希懾澹懾義希咤五巍味�，，辶x俠枘踂＂＂＂＂＾逡逑Ｉ邐ｈ邐—邋一邋邐逡逑＾＝＝——＿邋＿「零。艦：＇二逡逑ｍ．ｚ逡逑圖１．１邋ＡＰ１０００ＰＲＨＲ系統(tǒng)運行示意圖逡逑ＰＲＨＲＨＸ的入口管線處于常開狀態(tài)（常開電動閥），而常關的氣動閥設置在出口逡逑管線上，它在一定的控制信號觸發(fā)下就會打開使余熱排出換熱器通路連通并工作（在逡逑圖１．１中此氣動閥的這種狀態(tài)為Ｆａｉｌ邋Ｏｐｅｎ，邋ＦＯ）。進出口管線中充滿了邋ＲＣＳ的冷卻劑逡逑并處于和ＲＣＳ—樣的壓力。為了在核電廠運行期間建立并保持熱驅動壓頭，ＨＸ中的逡逑水溫和安全殼內置換料水箱（ＩＲＷＳＴ）的水溫基本一致［３］。逡逑３逡逑

供長時間的冷卻功能。所設計的非能動余熱排出系統(tǒng)位于核動力裝置的二次側，與逡逑ＡＣ６００非能動余熱排出系統(tǒng)的設計方案相類似。非能動余熱排出熱交換器位于安全殼逡逑外的外部水箱內，通過自然循環(huán)排出堆芯余熱［３５１。圖１．２為韓國非能動余熱排出系統(tǒng)逡逑的簡圖［３６１。反應堆內的余熱通過一回路主冷卻劑的自然循環(huán)傳至蒸汽發(fā)生器內二次側逡逑的給水，最終由二回路的給水汽化冷凝將熱量傳遞給外部水箱中的水后冷凝成水。換逡逑熱管外側為冷卻水，通過自然對流將熱量導出。學者ＹｏｕｎｇＪｏｎｇＣｈｕｎｇ［３７］應用ＭＡＲＳ逡逑代碼對該ＰＲＨＲｓ的熱工水力特性研究得出，當熱交換器被浸沒在緊急冷卻箱中時，該逡逑系統(tǒng)可以完成移除堆芯余熱的功能。他還對影響非能動余熱排出系統(tǒng)自然循環(huán)流量的逡逑因素進行了敏感性分析，主要包括：蒸汽發(fā)生器與余熱排出換熱器之間的氋度差、流逡逑體阻力、閥門響應時間、ＰＲＨＲｓ內的初始壓力等。逡逑目前，西屋電氣公司已經與安薩爾多核能公司進行合作，將由安薩爾多核能公司逡逑負責ＡＰ１０００運行前的仿真測試并對西屋電氣公司提供技術支持［３８］。ＡＰＩ０００的認證過逡逑７逡逑
【學位授予單位】：哈爾濱工程大學
【學位級別】：碩士
【學位授予年份】：2014
【分類號】：TK172;TM623

【參考文獻】

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本文編號：2701301