非能動(dòng)余熱排出熱交換器（PRHR HX）是非能動(dòng)堆芯冷卻系統(tǒng)的一個(gè)設(shè)備,其主要目的是在緊急工況下,排出堆芯衰變熱。本文針對(duì)非能動(dòng)余熱排出熱交換器熱應(yīng)力和抗震進(jìn)行了大量的敏感性分析,提出了全模型的熱應(yīng)力分析方法,形成了一套能解決傳熱管簡(jiǎn)化、支撐邊界條件處理以及非線性接觸等問(wèn)題的抗震分析模型,并通過(guò)模擬體的試驗(yàn)和分析成果驗(yàn)證了抗震分析的正確性。還發(fā)現(xiàn)了原設(shè)計(jì)的薄弱區(qū)域,指導(dǎo)其結(jié)構(gòu)的優(yōu)化,提高了安全性。 

【文章來(lái)源】：核科學(xué)與工程. 2020,40(01)北大核心CSCD

【文章頁(yè)數(shù)】：7 頁(yè)

【部分圖文】：

PRHR HX總體圖

類(lèi)型Ⅰ支撐條及連接部件示意圖

選取溫差最大的熱瞬態(tài)工況，即專(zhuān)設(shè)安全設(shè)施誤動(dòng)作工況B:PRHR隔離閥誤開(kāi)，來(lái)對(duì)其進(jìn)行保守的分析，即一次側(cè)上水平管束、垂直管束和下水平管束中水的均溫分別為164.4℃、156.9℃和147.8℃。此時(shí)內(nèi)置換料水箱（IRW-ST）（傳熱管支撐件）的溫度為10℃。1.2 驗(yàn)收準(zhǔn)則

【參考文獻(xiàn)】：
期刊論文
[1]三代核電廠C型管束熱交換器模擬體的動(dòng)態(tài)特性分析和試驗(yàn)研究[J]. 黃慶,朱甚,盧文勝,張振華.  壓力容器. 2017(12)
[2]核承壓熱交換器兩相流流致振動(dòng)現(xiàn)象研究[J]. 蘇子威,李云華,秦瑋,王燕.  核科學(xué)與工程. 2017(05)
[3]非能動(dòng)余熱排出熱交換器支撐布置對(duì)C形傳熱管熱應(yīng)力的影響研究和應(yīng)用[J]. 楊星,張振華.  壓力容器. 2017(09)
[4]管式熱交換器的動(dòng)態(tài)特性分析方法比較與驗(yàn)證[J]. 黃慶,徐定耿,陳孟,沈睿.  核動(dòng)力工程. 2013(05)
[5]設(shè)冷熱交換器的應(yīng)力分析和評(píng)定[J]. 黃慶,于浩,徐定耿.  機(jī)械設(shè)計(jì)與制造. 2013(04)
[6]硼回凝水冷卻器的地震反應(yīng)分析研究[J]. 黃慶,張翟.  現(xiàn)代計(jì)算機(jī)(專(zhuān)業(yè)版). 2012(19)



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