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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缩比C型管束二次侧传热模型实验研究 被引量:8
2
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管板堆焊技术 被引量:8
3
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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非能动余热排出换热器运行初始阶段换热特性研究 被引量:7
4
作者 李勇 阎昌琪 +1 位作者 孙福荣 孙立成 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2011年第8期931-936,共6页
以非能动余热排出换热器运行初始阶段二次侧水箱水的升温过程为原型,通过实验研究了高位水箱内竖直换热管束在主流水温达到饱和前的换热特性。结果表明,换热管束运行初期热量依靠水的单相自然对流带走,水箱竖直方向上出现温度分层,换热... 以非能动余热排出换热器运行初始阶段二次侧水箱水的升温过程为原型,通过实验研究了高位水箱内竖直换热管束在主流水温达到饱和前的换热特性。结果表明,换热管束运行初期热量依靠水的单相自然对流带走,水箱竖直方向上出现温度分层,换热量随主流的升温而下降。随着主流欠热度的减小,从管束上端开始换热机理逐渐向欠热沸腾转变;之后,主流水温逐渐达到饱和,沸腾成为换热的主要手段。在实验研究基础上,利用Churchill&Chu公式从管外平均换热系数中分离出自然对流换热系数,分析了不同阶段自然对流和欠热沸腾在管外换热系数中所占的比例。本文的研究对非能动余热排出换热器的设计有一定的指导意义。 展开更多
关键词 非能动余热排出换热器 自然对流 欠热沸腾
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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
5
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自然循环数值模拟 被引量:6
6
作者 宋阳 李卫华 李胜强 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2012年第B12期767-770,共4页
对非能动余热排出热交换器的C型管束结构,采用Fluent软件以管内管外耦合的方法进行了流动及传热的数值模拟,研究了水箱内中心管束内及水箱内自然循环的流场和温度场分布,为非能动余热排出热交换器的设计和余热排出系统的运行提供了参考。
关键词 非能动余热排出 热交换器 计算流体力学 自然对流 FLUENT
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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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AP1000非能动换热器数值模拟 被引量:4
8
作者 薛若军 王明远 +1 位作者 李朝君 祝贺 《哈尔滨工业大学学报》 EI CAS CSCD 北大核心 2012年第11期133-138,共6页
为准确认识AP1000非能动余热排出热交换器的具体换热和流动过程,针对AP1000非能动换热器,应用FLUENT软件对其非稳态传热特性和流动进行研究,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,分析... 为准确认识AP1000非能动余热排出热交换器的具体换热和流动过程,针对AP1000非能动换热器,应用FLUENT软件对其非稳态传热特性和流动进行研究,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,分析换热器传热和流动特性随时间的变化,同时对比分析直管形管束和弯形管束对换热器自然对流的影响.分析结果表明:温差、漩涡和回流使温度场和流场相互影响,弯形管束使流体自然对流更加复杂.研究成果有助于分析换热器的自然循环能力,为我国新建的AP1000先进压水堆核电机组的安全运行提供参考. 展开更多
关键词 非能动换热器 自然循环 弯管 传热 流动特性
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水箱自然对流条件下非能动余热排出换热器的传热分析 被引量:4
9
作者 周响 王学生 +1 位作者 门启明 孟祥宇 《华东理工大学学报(自然科学版)》 CAS CSCD 北大核心 2015年第1期118-124,共7页
为研究非能动余热排出换热器(PRHR HX)的传热特性搭建了模型实验台,并进行了相关实验。测得实验工况下水箱内部的水在竖直方向上呈现温度分层。对比分析不同的传热系数计算公式,发现由Dittus-Boelter公式计算得到的管内传热系数理论解... 为研究非能动余热排出换热器(PRHR HX)的传热特性搭建了模型实验台,并进行了相关实验。测得实验工况下水箱内部的水在竖直方向上呈现温度分层。对比分析不同的传热系数计算公式,发现由Dittus-Boelter公式计算得到的管内传热系数理论解与实验值最为接近,误差为0.35%;由McAdams公式计算得到的管外自然对流传热系数理论解与实验值最为接近,水平段和竖直段误差分别为0.55%和3.28%。明确了最适合管内、管外对流的传热计算公式分别为Dittus-Boelter公式和McAdams公式。 展开更多
关键词 非能动余热排出换热器 自然对流 传热 水箱
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AP1000非能动余热排出热交换器的焊接 被引量:4
10
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
11
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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Calculation Method of Passive Residual Heat Removal Heat Exchanger and Numerical Simulation 被引量:1
12
作者 Qiming Men Xuesheng Wang +1 位作者 Xiang Zhou Xiangyu Meng 《Journal of Power and Energy Engineering》 2014年第9期8-14,共7页
The tube inside and outside heat transfer mechanism of Passive Residual Heat Removal Heat Exchanger (PRHR HX) was analyzed. The calculation method of this special heat exchanger under natural convection condition in I... The tube inside and outside heat transfer mechanism of Passive Residual Heat Removal Heat Exchanger (PRHR HX) was analyzed. The calculation method of this special heat exchanger under natural convection condition in In-containment Refueling Water Storage Tank (IRWST) was carried out. The single-tube coupling model three-dimensional natural circulation in the IRWST was simulated numerically using Fluent. The heat transfer and flow characteristics of the fluid in IRWST were obtained. The comparison of the results between theoretical arithmetic and numerical simulation showed that the theoretical calculation method is suitable for the heat transfer calculation of PRHR HX. 展开更多
关键词 passive residual heat removal heat exchanger heat Transfer Calculation Method Numerical Simulation Natural CONVECTION
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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
13
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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基于系统分析软件的IRWST中PRHR HX建模方法研究 被引量:1
14
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半液位换热性能研究 被引量:1
15
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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大型先进压水堆非能动冷却水箱关键热工水力特性研究综述 被引量:1
16
作者 陆道纲 张钰浩 +4 位作者 李向宾 周世梁 曹琼 隋丹婷 王汉 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2019年第10期1930-1940,共11页
第3代大型先进压水堆设置非能动余热排出系统,包括大容积高位水箱及其内置的非能动余热排出热交换器(PRHRHX)和自动降压系统(ADS)喷洒器,在运行过程中呈现出复杂的气液两相热工水力现象和独特的传热、传质特性。近年来随着非能动安全系... 第3代大型先进压水堆设置非能动余热排出系统,包括大容积高位水箱及其内置的非能动余热排出热交换器(PRHRHX)和自动降压系统(ADS)喷洒器,在运行过程中呈现出复杂的气液两相热工水力现象和独特的传热、传质特性。近年来随着非能动安全系统工程需求和相关研究的兴起,国内外开展了一些针对大容积非能动冷却水箱及其内置关键部件热工水力特性的相关研究,本文对上述问题的研究现状进行综述。对于PRHRHX,评价特殊C型管束在单相自然对流、两相沸腾条件下的传热特性,分析经典传热模型及改进经验关联式的适用性;对于ADS1~3级喷洒器高温高压蒸汽喷放冷凝过程,综合分析其喷放冷凝流型、特征参数、冷凝换热系数等关键传热、传质特性。以上研究大幅丰富了第3代大型先进压水堆大容积水箱的设计理论,并进行了实际工程应用。本文在此基础上,对相关研究未来发展方向进行展望。 展开更多
关键词 内置换料水箱 非能动余热排出热交换器 第1~3级自动降压系统 传热特性 综述
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AP1000非能动余热排出系统共因失效研究 被引量:1
17
作者 周蓝宇 齐实 周涛 《华电技术》 CAS 2016年第12期18-20,27,共4页
采用多希腊字母(MGL)模型,借助Risk Spectrum软件对AP1000非能动余热排出系统(PRHRS)进行共因失效影响分析。针对是否考虑共因失效(CCF)分别进行计算,得出不考虑CCF时PRHRS的失效概率为9.559×10^(-6),而考虑CCF时PRHRS的失效概率为... 采用多希腊字母(MGL)模型,借助Risk Spectrum软件对AP1000非能动余热排出系统(PRHRS)进行共因失效影响分析。针对是否考虑共因失效(CCF)分别进行计算,得出不考虑CCF时PRHRS的失效概率为9.559×10^(-6),而考虑CCF时PRHRS的失效概率为2.008×10^(-4)。对比可知,PRHRS的失效模式在是否考虑CCF时是不同的,且考虑CCF时PRHRS的失效概率比不考虑CCF时大2个数量级。PRHRS失效不考虑CCF时,热交换器泄漏和安全壳内置换料水箱(IRWST)水箱失效对整个PRHRS影响最大;考虑CCF后,气动阀CCF成为PRHRS失效的主要影响因素。 展开更多
关键词 多希腊字母(MGL)模型 非能动余热排出系统(PRHRS) 共因失效(CCF) 热交换器 安全壳内换料水箱(IRWST) 气动阀
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传热管内壁涡流磁信号的研究分析 被引量:1
18
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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AP1000非能动余热排出热交换器管板堆焊技术
19
作者 王莉 徐祥久 +1 位作者 王舒伟 杜玉华 《锅炉制造》 2016年第2期38-41,共4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,既能最大限度的保证... 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,既能最大限度的保证堆焊效率,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了宝贵制造经验。 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核电站余热排出热交换器的抗震性能分析 被引量:6
20
作者 周丹 《压力容器》 北大核心 2011年第4期23-27,共5页
建立了核电站余热排出热交换器的动力模型,通过管梁单元、集中质量单元、弹簧单元及刚性梁连接单元等较准确地模拟了设备结构的动力特征,同时通过等效密度的修正考虑了液体及水动力附加质量的影响。通过反应谱动力分析和等效静力分析方... 建立了核电站余热排出热交换器的动力模型,通过管梁单元、集中质量单元、弹簧单元及刚性梁连接单元等较准确地模拟了设备结构的动力特征,同时通过等效密度的修正考虑了液体及水动力附加质量的影响。通过反应谱动力分析和等效静力分析方法相结合,综合考虑了低阶模态的动态反应和高阶模态的静态反应,得到了安全停堆地震(SSE)工况下结构内的最大应力、支撑处的最大作用反力,以及各组件接口传递的力和力矩。结果表明,该热交换器在SSE地震事故下,仍能保证结构边界的完整性和结构强度的安全性,具有较好的安全裕度。 展开更多
关键词 余热排出热交换器 反应谱方法 安全停堆地震 模态分析
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