AP1000非能動余熱排出系統(tǒng)(Passive Residual Heat Removal System PRHRS)作為AP1000非能動堆芯冷卻系統(tǒng)(Passive Core Cooling System PXS)的一部分,可以在事故工況下應急排出堆芯余熱,保證堆芯安全。AP1000非能動余熱排出系統(tǒng)采用C型非能動余熱排出換熱器。緊急事故工況下,AP1000非能動余熱排出換熱器需要建立起自然循環(huán),長時間運行從而導出堆芯余熱。當該系統(tǒng)處于長期運行狀態(tài)的時候,換熱器管外側(cè)傳熱主要以管束間的核態(tài)池沸騰換熱為主,隨著換熱器管外側(cè)安全殼內(nèi)置換料水箱內(nèi)水的蒸發(fā)和水位的降低,還可能出現(xiàn)傳熱管裸露的低液位沸騰工況。本文通過實驗的方法研究C型非能動余熱排出換熱器管外沸騰換熱特性。通過設計并搭建C型非能動余熱排出換熱器沸騰冷凝換熱原理性實驗臺,研究不同實驗條件下,C型非能動余熱排出換熱器管外沸騰的換熱特性。實驗包括C型換熱器單管沸騰換熱實驗、C型換熱器管束沸騰換熱實驗和C型換熱器單管低液位沸騰換熱實驗。本文通過對實驗結(jié)果的分析,分別研究了C型換熱器單管和管束的管外池沸騰換熱特性。本文還分析了管束效應對C型換熱器沸騰換熱特性的影響,并驗證了五種成熟的核態(tài)池沸騰換熱關聯(lián)式對于本文實驗條件下計算管外沸騰換熱系數(shù)的適用性。通過計算可得,在本文實驗條件下,Rohsenow關聯(lián)式沸騰換熱系數(shù)計算值與實驗值符合較好,可以用來預測此實驗條件下C型傳熱管沸騰換熱系數(shù)。本文對低液位實驗條件下的實驗數(shù)據(jù)處理的方法進行探討和校核。經(jīng)過驗證,本文所用的數(shù)據(jù)處理方法有效可行,計算得出的低液位實驗條件下等效池沸騰換熱區(qū)的熱流密度與全液位實驗條件下池沸騰換熱區(qū)的熱流密度吻合較好,相對偏差都在5%以內(nèi);通過實驗求得的低液位條件下等效池沸騰換熱區(qū)的沸騰換熱系數(shù)與全液位條件下沸騰換熱系數(shù)相比略小,相對偏差在10%以內(nèi)。C型換熱器在低液位實驗條件下管外沸騰換熱能力并沒有明顯的降低。
【學位單位】：哈爾濱工程大學
【學位級別】：碩士
【學位年份】：2015
【中圖分類】：TL353.13
【部分圖文】：

圖 1.1AP1000 非能動余熱排出系統(tǒng)示意圖非能動余熱排出換熱器（PRHR HX）通過從熱管段引出的入口管線接入主回路冷卻劑系統(tǒng)，其出口與蒸汽發(fā)生器的冷腔室相連。非能動余熱排出熱交換器入口管線是常開的，連接冷卻劑回路熱管段的頂部。在非能動余熱排出換熱器未啟動時候，其入口管線內(nèi)部工質(zhì)溫度高于出口水溫。在非能動余熱排出換熱器出口管線設有常關氣動閥，此氣動閥在空氣失壓或者相關控制信號動作時才打開。非能動余熱排出換熱器之所以布置常開入口電動閥和常關出口氣動閥，就是為了能夠保證系統(tǒng)在主回路壓力下充滿冷卻劑。同時，非能動余熱排出換熱器內(nèi)部水溫與換料水箱內(nèi)水溫相同，這樣能確保在電廠正常運行期間熱力驅(qū)動壓頭的建立和維持[22]。出現(xiàn)緊急事故工況后，安全殼內(nèi)置換料水箱里的水在達到它的飽和溫度之前可以吸收大約 2 個小時的衰變熱，一旦開始沸騰，安全殼內(nèi)置換料水箱上頂蓋的排氣孔打開，蒸汽開始向安全殼排放，排放到安全殼內(nèi)的蒸汽在鋼殼內(nèi)壁上冷凝[23]。凝結(jié)水由操作平臺上的安全相關的水槽收集，最后返回到安全殼內(nèi)置換料水箱中。

圖 1.2AP1000 非能動余熱排出系統(tǒng)換熱器結(jié)構圖 AP1000 非能動余熱排出換熱器結(jié)構圖。AP1000 非能動余熱口管板以及與之相連的 689 根豎直布置的 C 形傳熱管組成，積為 2234m3的安全殼內(nèi)置換料水箱里，管束最高點距離水動余熱排出系統(tǒng)換熱器具體參數(shù)見表 2.1。非能動余熱排出系

圖 2.1AP1000 非能動余熱排出換熱器示意圖參數(shù)確定余熱排出換熱器中，換熱管數(shù)量多達 689 根，其中大部分換換熱特性對非能動余熱排出換熱器的換熱能力起決定作用。排出換熱器的換熱性能，傳熱管同樣采用 C 型光滑管。
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本文編號：2875065