非能动余热排出热交换器数值模拟 被引量：27

1

作者 薛若军 邓程程 彭敏俊 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2010年第4期429-435,共7页

用FLUENT软件对AP1000非能动余热排出热交换器进行非稳态数值模拟,研究其传热和流动特性。通过比较分析同一时刻不同位置温度场和流场的分布,以及不同时刻同一位置温度场和流场的变化,对该热交换器的传热过程和自然对流情况有了较深刻... 用FLUENT软件对AP1000非能动余热排出热交换器进行非稳态数值模拟,研究其传热和流动特性。通过比较分析同一时刻不同位置温度场和流场的分布,以及不同时刻同一位置温度场和流场的变化,对该热交换器的传热过程和自然对流情况有了较深刻的认识,有助于分析其自然循环能力,为非能动余热排出系统的有效运行提供参考。 展开更多

关键词 非能动余热排出热交换器 非稳态数值模拟 自然对流

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AP1000非能动余热排出热交换器管板堆焊技术 被引量：8

2

作者 王莉 徐祥久 +1 位作者 王舒伟 杜玉华 《压力容器》 2016年第1期74-78,共5页

通过选用优良的焊接材料,制定合理的堆焊工艺,顺利完成了AP1000核岛部件非能动余热排出热交换器的管板堆焊,并获得了质量和性能优良的堆焊层。结果表明,采用两侧交替堆焊的方式,带极埋弧堆焊与焊条电弧焊结合的方法,既能最大限度地保证... 通过选用优良的焊接材料,制定合理的堆焊工艺,顺利完成了AP1000核岛部件非能动余热排出热交换器的管板堆焊,并获得了质量和性能优良的堆焊层。结果表明,采用两侧交替堆焊的方式,带极埋弧堆焊与焊条电弧焊结合的方法,既能最大限度地保证堆焊效率,又保证了管板堆焊后的各种性能和尺寸要求。为第三代核电AP1000技术在我国的推广应用提供制造经验。 展开更多

关键词 AP1000 非能动余热排出热交换器 管板 堆焊

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AP1000非能动余热排出热交换器缩比C型管束二次侧传热模型实验研究 被引量：8

3

作者 张钰浩 陆道纲 +3 位作者 王忠毅 吴广皓 傅孝良 杨燕华 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2016年第10期1763-1770,共8页

建立了非能动余热排出热交换器(PRHR HX)及内置换料水箱(IRWST)分离效应缩比实验系统,研究了PRHR HX排出堆芯余热过程中,单相自然对流阶段及两相池式沸腾阶段下的传热特性,并采用实验数据评价了传统经验关系式在预测PRHR HX缩比模型特殊... 建立了非能动余热排出热交换器(PRHR HX)及内置换料水箱(IRWST)分离效应缩比实验系统,研究了PRHR HX排出堆芯余热过程中,单相自然对流阶段及两相池式沸腾阶段下的传热特性,并采用实验数据评价了传统经验关系式在预测PRHR HX缩比模型特殊C型传热管束时的适用性。实验结果表明,在PRHR HX余热排出过程中,IRWST内出现明显热分层现象。对于PRHR HX竖直管束自然对流、池式沸腾传热,传统经验关系式预测值均较为保守;对于下部水平管束,自然对流阶段推荐Churchill自然对流传热公式,池式沸腾阶段推荐Rohsenow经典池式沸腾传热公式;上部水平管束由于受到流体浮升、气泡扰动等因素的附加影响,在自然对流阶段及池式沸腾阶段的传热效果均优于下部水平管束。 展开更多

关键词 非能动余热排出热交换器 内置换料水箱 自然对流 池式沸腾 传热经验关系式

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AP1000非能动余热排出热交换器制造工艺分析 被引量：7

4

作者 高永军 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2011年第2期107-111,共5页

介绍了美国先进非能动压水堆(AP1000)非能动余热排出热交换器的设计参数,并从材料、锻造、焊接、热处理等方面对热交换器的封头、管板、换热管、波形板和支撑框架组合体的制造工艺进行了详细描述,对热交换器组装过程中的支撑组合体组装... 介绍了美国先进非能动压水堆(AP1000)非能动余热排出热交换器的设计参数,并从材料、锻造、焊接、热处理等方面对热交换器的封头、管板、换热管、波形板和支撑框架组合体的制造工艺进行了详细描述,对热交换器组装过程中的支撑组合体组装、管板的焊接、C型管束的穿管焊接、封头焊接、热处理和水压试验等关键步骤进行了分析。 展开更多

关键词 AP1000 非能动余热排出热交换器 制造工艺

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非能动余热排出热交换器的关键焊接技术 被引量：1

5

作者 王苗苗 岳娟 +1 位作者 池乐忠 李恩 《电焊机》 2023年第10期71-77,共7页

余热排出热交换器(PRHX/PRS)是第三代核岛设备中的关键设备,其可靠性、稳定性对整个核电厂运行的安全性及经济性都非常重要。在AP1000、CAP1400以及ACP1000堆型中,非能动余排都占据了非常重要的地位。介绍了PRHX/PRS的设计参数及结构、... 余热排出热交换器(PRHX/PRS)是第三代核岛设备中的关键设备,其可靠性、稳定性对整个核电厂运行的安全性及经济性都非常重要。在AP1000、CAP1400以及ACP1000堆型中,非能动余排都占据了非常重要的地位。介绍了PRHX/PRS的设计参数及结构、主体材料及主要焊接内容、关键焊接技术。重点介绍了管板堆焊工艺、封头焊接工艺、管子管板封口焊技术、不锈钢框架及抗震组件工艺。管子管板封口焊技术采用不填丝自动钨极氩弧焊工艺,其难点在于管子壁厚较薄,焊接过程中控制不当,会使焊缝根部出现不连续缺陷。不锈钢框架及抗震组件焊接技术是一种重要的工程技术,在进行不锈钢框架及抗震组件焊接时,需要遵循一定的工艺流程和操作规范,以确保焊接质量和安全性。 展开更多

关键词 核电 非能动余热排出热交换器 管板堆焊 封头焊接 封口焊接

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非能动余热排出热交换器传热性能分析 被引量：5

6

作者 董建华 武君 《应用能源技术》 2014年第4期19-22,共4页

文中针对非能动余热排出热交换器的传热过程和工作原理进行研究,采用经验关系式对热交换器的稳态传热过程进行计算,通过对计算得到的传热量、总传热系数以及临界热流密度等分析热交换器的传热性能。

关键词 非能动余热排出热交换器 自然对流 饱和沸腾

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非能动余热排出换热器优化设计研究 被引量：5

7

作者 王盟 陈薇 吕焱燊 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2015年第3期455-459,共5页

以CFX为工具,对AP1000非能动余热排出换热器的管束结构进行改进,分析了管束结构对非能动余热排出换热器性能的影响。研究结果表明,在单相自然对流和轻度沸腾区,管束三角形排布时的换热系数明显优于现有设计,换热能力随着节距的减小而增... 以CFX为工具,对AP1000非能动余热排出换热器的管束结构进行改进,分析了管束结构对非能动余热排出换热器性能的影响。研究结果表明,在单相自然对流和轻度沸腾区,管束三角形排布时的换热系数明显优于现有设计,换热能力随着节距的减小而增强。为确保饱和沸腾区的换热性能,便于饱和沸腾区气泡自加热面的逸离,节距应不小于1.5do。 展开更多

关键词 AP1000 非能动余热排出热交换器 管束排列 节距

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基于CFD方法的非能动余热排出系统数值模拟 被引量：4

8

作者 贾斌 靖剑平 +2 位作者 乔雪冬 李远山 张春明 《核安全》 2013年第3期37-41,共5页

本文应用FLUENT软件对AP1000的非能动余热排出热交换器和换料水箱进行了数值模拟,分析了不同C型传热管数量和冷却剂入口温度对热交换器换热性能和换料水箱内热分层、自然循环现象的影响。分析表明,总体通流面积不变,随着传热管数量增加... 本文应用FLUENT软件对AP1000的非能动余热排出热交换器和换料水箱进行了数值模拟,分析了不同C型传热管数量和冷却剂入口温度对热交换器换热性能和换料水箱内热分层、自然循环现象的影响。分析表明,总体通流面积不变,随着传热管数量增加,热交换器出口温度变小,水箱水温整体提升,热分层现象显著,自然循环趋势明显;质量流量不变,随着冷却剂入口温度的增加,入口流速增加,热交换器出口温度变大,但降温幅度也变大,水箱平均水温升高,热分层范围扩大,自然循环流速加快。 展开更多

关键词 非能动余热排出热交换器 换料水箱 数值模拟 FLUENT C型传热管

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AP1000非能动余热排出热交换器的焊接 被引量：4

9

作者 王莉 徐祥久 《锅炉制造》 2015年第6期39-42,46,共5页

针对我国引进的三代核电技术AP1000中主要核岛部件非能动余热排出热交换器(PRHR HX)的制造,介绍了PRHR HX的技术参数、结构特征、材料特点和所依据的规范技术条件。介绍了管板双面堆焊、封头不锈钢带极堆焊、接管-安全端异种金属镍基合... 针对我国引进的三代核电技术AP1000中主要核岛部件非能动余热排出热交换器(PRHR HX)的制造,介绍了PRHR HX的技术参数、结构特征、材料特点和所依据的规范技术条件。介绍了管板双面堆焊、封头不锈钢带极堆焊、接管-安全端异种金属镍基合金焊接、换热管-管板密封焊和不锈钢框架焊接等主要焊接技术难点和对应的焊接工艺。 展开更多

关键词 AP1000 非能动余热排出热交换器 焊接

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三代核电厂C型管束热交换器模拟体的动态特性分析和试验研究 被引量：3

10

作者 黄庆 朱甚 +1 位作者 卢文胜 张振华 《压力容器》 2017年第12期15-20,共6页

非能动余热排出热交换器(PRHR HX)是三代核电厂特有的安全级设备。与传统的换热器不同,该热交换器通过支撑条的形式来支撑C型传热管,以保证设备在操作和地震工况下的安全运行。在动态分析中,对于大量的C型管必须在模型中予以简化,其中C... 非能动余热排出热交换器(PRHR HX)是三代核电厂特有的安全级设备。与传统的换热器不同,该热交换器通过支撑条的形式来支撑C型传热管,以保证设备在操作和地震工况下的安全运行。在动态分析中,对于大量的C型管必须在模型中予以简化,其中C型管和支撑条间存有空隙,形成非线性接触问题,是动态特性分析中的难点。通过非能动余热排出热交换器模拟体试验件的模态分析和试验结果对比,获得简化等效C型管的动态特性分析方法,该分析和试验结果可直接应用于类似热交换器的抗震分析和评定。 展开更多

关键词 非能动余热排出热交换器 C型管束热交换器 模态分析 动态特性

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非能动余热排出热交换器传热过程的数值模拟 被引量：3

11

作者 门启明 王学生 +1 位作者 冯葵香 孟祥宇 《华东理工大学学报（自然科学版）》 CAS CSCD 北大核心 2014年第1期26-32,共7页

采用计算流体力学软件Fluent对非能动余热排出热交换器(PRHR HX)全尺寸简化模型进行了非稳态数值模拟研究,得到了安全壳内置换料水箱(IRWST)整个受热过程中的传热和流动特性。比较分析了不同时刻、不同位置水箱内两相流动时温度场和流... 采用计算流体力学软件Fluent对非能动余热排出热交换器(PRHR HX)全尺寸简化模型进行了非稳态数值模拟研究,得到了安全壳内置换料水箱(IRWST)整个受热过程中的传热和流动特性。比较分析了不同时刻、不同位置水箱内两相流动时温度场和流场的变化。根据沸腾相变的两相流模型,对水箱内沸腾两相流的流动进行了数值计算,得到了沸腾两相流流动时的温度场、流场和气相分率等结果。 展开更多

关键词 非能动余热排出热交换器 数值模拟 自然对流 沸腾 内置换料水箱

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基于FLUENT的非能动余热排出热交换器瞬态传热特性及水箱内热工流体行为分析 被引量：3

12

作者 贾斌 李爱娟 +2 位作者 史强 高新力 庄少欣 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2019年第2期216-223,共8页

非能动余热排出系统对于非能动核电厂而言是非常重要的安全系统。本文基于非能动核电厂蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)事故的分析结果,应用Fluent程序对事故下非能动余热排出热交换器瞬态特性进行了模拟计算,以了解在此事故中热交换器的传... 非能动余热排出系统对于非能动核电厂而言是非常重要的安全系统。本文基于非能动核电厂蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)事故的分析结果,应用Fluent程序对事故下非能动余热排出热交换器瞬态特性进行了模拟计算,以了解在此事故中热交换器的传热特性以及水箱内具体的热工流体行为。结果表明,水箱热分层现象是不断从传热管上部水平段的起始处和与竖直段连接的弯头处产生新的高温区,最终到达趋于稳定的热分层状态;水箱内自然循环现象是漩涡在C型管束的内外侧不断产生、发展、变化,最终整个水箱内部的自然循环趋于稳定;传热管热流密度变化趋势是在前期急剧下降,从管束外围向中心,传热管的热流密度在减小,后期是处在中心位置传热管的热流密度要大于外围,最终每根传热管的热流密度趋于平稳。 展开更多

关键词 非能动余热排出热交换器 FLUENT SGTR 自然循环 热分层

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基于系统分析软件的IRWST中PRHR HX建模方法研究 被引量：1

13

作者 隋丹婷 张浩宇 +3 位作者 樊芮伶 陆道纲 张钰浩 于倩 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2022年第8期1633-1643,共11页

本文针对AP1000内置换料水箱(IRWST)热工水力特性缩比实验4种典型的沸腾工况,应用两种不同的系统分析软件(RELAP5/SCDAPSIM mod3.4和COSINE),将三维模型简化为一维模型。基于单通道和多通道两种不同建模方法,研究不同的初始温度、加热... 本文针对AP1000内置换料水箱(IRWST)热工水力特性缩比实验4种典型的沸腾工况,应用两种不同的系统分析软件(RELAP5/SCDAPSIM mod3.4和COSINE),将三维模型简化为一维模型。基于单通道和多通道两种不同建模方法,研究不同的初始温度、加热功率、水箱水位工况下,水箱内的温度、沸腾时间等参数的变化。结果表明,RELAP5单通道模型与多通道模型计算结果低于实验值,COSINE的单通道模型与多通道模型计算结果高于实验值,两种软件的计算精度相当。RELAP5计算模型的沸腾时间整体上晚于实验时间,COSINE计算模型的沸腾时间整体上早于实验时间,采用多通道模型后,每个工况达到沸腾的时间均短于单通道模型,表明采用多通道建模方法后,模型整体的换热能力提高,缩短了模型整体沸腾所需的时间。在系统安全分析的建模过程中,可根据水箱内温度、整体沸腾时间对安全保守性的影响,确定具体的建模策略。 展开更多

关键词 AP1000内置换料水箱 非能动余热排出热交换器 缩比实验 RELAP5 COSINE

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非能动余热排出热交换器制造阶段胀管区质量检测 被引量：2

14

作者 师绍猛 王哲 +1 位作者 曹刚 郭韵 《压力容器》 2015年第10期67-70,共4页

非能动余热排出热交换器是AP1000核电技术特有的设计,其管板内传热管胀接工艺应用了定位胀、全长度液压胀和换料水箱二次侧局部机械胀等多种胀接工艺,为保证胀接后传热管形变满足技术要求,应对胀管区胀接情况进行检测评估。基于该检测需... 非能动余热排出热交换器是AP1000核电技术特有的设计,其管板内传热管胀接工艺应用了定位胀、全长度液压胀和换料水箱二次侧局部机械胀等多种胀接工艺,为保证胀接后传热管形变满足技术要求,应对胀管区胀接情况进行检测评估。基于该检测需求,介绍了非能动余热排出热交换器胀接工艺、胀管评估要求、胀管轮廓涡流检测在检测实际中的应用。 展开更多

关键词 非能动余热排出热交换器 涡流 胀管 胀管轮廓

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非能动余热排出热交换器支撑布置对C形传热管热应力的影响研究和应用 被引量：2

15

作者 杨星 张振华 《压力容器》 2017年第9期37-42,共6页

C形传热管适用于高度差较大的沉浸式热交换器,而热应力不能得到释放是其不可避免的问题。采用有限元方法,通过改变C形传热管的圆角R、圆角过渡区与支撑的距离等参数,研究了非能动余热排出热交换器(PRHR HX)支撑布置对C形传热管热应力的... C形传热管适用于高度差较大的沉浸式热交换器,而热应力不能得到释放是其不可避免的问题。采用有限元方法,通过改变C形传热管的圆角R、圆角过渡区与支撑的距离等参数,研究了非能动余热排出热交换器(PRHR HX)支撑布置对C形传热管热应力的影响。根据分析计算结果,对CAP1000核电项目PRHR HX提出了具体的优化方案,使原工程设计方案中传热管的最大热应力与支撑条ⅢB/ⅢT支反力的应力水平明显降低。研究结果为后续工程设计提供依据。 展开更多

关键词 非能动余热排出热交换器 C形传热管 热应力 支撑

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欠热条件下非能动余热排出热交换器传热试验数值模拟 被引量：2

16

作者 李伟卿 赵民富 +2 位作者 段明慧 陈玉宙 王含 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2016年第8期1410-1415,共6页

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,... 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。 展开更多

关键词 非能动余热排出热交换器 传热模型 AP1000

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非能动余热排出热交换器流动传热分析与验证 被引量：2

17

作者 蒋兴 张伟 +1 位作者 祖洪彪 戈剑 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2020年第1期1-6,共6页

AP1000依托项目的热态功能试验中包括了非能动余热排出热交换器(PRHR HX)性能试验,在试验过程中会伴随着内置换料水箱(IRWST)内水的升温。本文针对PRHR HX性能试验中的自然循环工况,对IRWST升温过程进行PRHR HX自然循环下流动传热分析... AP1000依托项目的热态功能试验中包括了非能动余热排出热交换器(PRHR HX)性能试验,在试验过程中会伴随着内置换料水箱(IRWST)内水的升温。本文针对PRHR HX性能试验中的自然循环工况,对IRWST升温过程进行PRHR HX自然循环下流动传热分析。通过分析获得了在PRHR HX自然循环试验工况下IRWST内各个监测点流体温度随时间的变化过程,及各个典型瞬态时刻下IRWST内典型流体截面的流场分布和温度场分布情况,同时将分析计算所获得的监测点温度值与现场实测值进行了对比验证,结果吻合较好,为热态调试提供了重要的技术支持。 展开更多

关键词 非能动余热排出热交换器 流动传热 内置换料水箱

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非能动余热排出热交换器结构设计分析与优化 被引量：2

18

作者 黄庆 张振华 蒋兴 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2020年第1期48-54,共7页

非能动余热排出热交换器(PRHR HX)是非能动堆芯冷却系统的一个设备,其主要目的是在紧急工况下,排出堆芯衰变热。本文针对非能动余热排出热交换器热应力和抗震进行了大量的敏感性分析,提出了全模型的热应力分析方法,形成了一套能解决传... 非能动余热排出热交换器(PRHR HX)是非能动堆芯冷却系统的一个设备,其主要目的是在紧急工况下,排出堆芯衰变热。本文针对非能动余热排出热交换器热应力和抗震进行了大量的敏感性分析,提出了全模型的热应力分析方法,形成了一套能解决传热管简化、支撑边界条件处理以及非线性接触等问题的抗震分析模型,并通过模拟体的试验和分析成果验证了抗震分析的正确性。还发现了原设计的薄弱区域,指导其结构的优化,提高了安全性。 展开更多

关键词 非能动余热排出热交换器 热分析 抗震分析 模拟体试验 结构优化

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非能动余热排出热交换器半液位换热性能研究 被引量：1

19

作者 刘京 叶成 +4 位作者 熊珍琴 陶家琪 顾汉洋 蒋兴 谢永诚 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2021年第11期1991-1997,共7页

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... 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。 展开更多

关键词 非能动余热排出热交换器 半液位 换热特性 热分层

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传热管内壁涡流磁信号的研究分析 被引量：1

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作者 王佐森 李慧博 +1 位作者 张建磊 程仲贺 《压力容器》 2017年第7期60-65,共6页

非能动余热排出热交换器是AP1000核电站特有的设备,按照美国西屋公司设计规范要求,其C型换热管在制造厂水压试验后、役前和在役检测时进行全管范围的内涡流检测,进而对整个换热管的质量状况进行评估。基于涡流检测技术,介绍了传热管内... 非能动余热排出热交换器是AP1000核电站特有的设备,按照美国西屋公司设计规范要求,其C型换热管在制造厂水压试验后、役前和在役检测时进行全管范围的内涡流检测,进而对整个换热管的质量状况进行评估。基于涡流检测技术,介绍了传热管内壁磁信号的特征,通过理论分析、试验验证和产品验证,最终将管子轧制产生的磁信号与真实的内壁缺陷及附着在管子内壁的金属异物产生的磁信号进行区分。 展开更多

关键词 非能动余热排出热交换器 锈斑 磁信号 涡流检测 分析验证

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