[實用新型]一種非能動余熱排出熱交換器模擬實驗系統

有效

• 申請號: 201520402851.9
• 申請日: 2015-06-11
• 公開（公告）號: CN204720082U
• 公開（公告）日: 2015-10-21
• 發明（設計）人: 李煜;馮葵香;王學生;周響;門啟明;孟祥宇;曹雄;張振華;楊星;譚鵬程;鄭琪
• 申請（專利權）人: 上海核工程研究設計院
• 主分類號: G09B25/00
• 分類號: G09B25/00
• 代理公司: 上海旭誠知識產權代理有限公司 31220
• 代理人: 鄭立

技術領域

本實用新型涉及的是一種實驗系統，尤其是一種非能動余熱排出熱交換器模擬實驗系統。

背景技術

20世紀80年代中期以來，國際核能界開展了第3代核電技術的研發，取得了諸多研究成果，采用非能動安全原理的AP1000就是其中之一。非能動余熱排出系統(PRHRS)是AP1000非能動堆芯冷卻系統(PXS)的重要組成部分，其主要設備是非能動余熱排出熱交換器(PRHR?HX)。PRHR?HX由上部的入口封頭、下部的出口封頭和連接上下封頭的“C”型立式管束組成。這些“C”型立式管束即為換熱管。換熱管布置在安全殼內置換料水箱(IRWST)內，IRWST內的水作為冷卻介質，為熱交換器提供熱阱功能。

非能動余熱排出熱交換器(PRHR?HX)傳熱機理十分復雜，國內對其研究甚少，設計經驗積累更是空白，加上國外先進核電國家非常重視知識產權的保護，很多關鍵技術和資料都高度保密。直接通過PRHR?HX進行傳熱機理研究涉及操作非常復雜，且運行成本高，幾乎不被考慮。因此需要設計出一套非能動余熱排出熱交換器模擬實驗系統以研究PRHR?HX傳熱機理。

哈爾濱工程大學核科學技術研究院與國電環境保護研究院聯合曾開發了一套非能動余熱排出換熱器模擬實驗系統。實驗采用電加熱鍋爐產生的飽和蒸汽作為換熱介質，加熱高位水箱內的水，以模擬PRHR?HX從運行開始到高位水箱水達到飽和這一過程的換熱特性。

實驗過程中，熱蒸汽在管內冷凝并釋放熱量，水箱水溫逐漸上升至飽和。其換熱管束由7根銅鎳合金光管組成，管束采用三角形排列。換熱管總長600mm，管束安裝在高位水箱內，底部距水箱底200mm。管壁溫度和高位水箱溫度分別由焊接在管壁上的10對熱電偶和設置在水箱內、距管束軸線100mm的9對熱電偶測得。文章發表在《原子能科學技術》2011，Vol.45,No.8:931-936，題為非能動余熱排出換熱器運行初始階段換熱特性研究，作者李勇等人。

哈爾濱工程大學開發的模擬實驗系統主要研究非能動余熱排出換熱器高位水箱水達到飽和前的升溫過程和換熱特性，然而受到實驗條件的限制，該系統存在以下三點缺陷：

第一點，系統中使用的換熱管束為直管，而PRHR?HX使用C型換熱管，兩種形式的換熱管存在一定的差異，所使用的傳熱計算公式也不盡相同。

第二點，該系統使用管內換熱介質是飽和蒸汽，而實際工況的介質是高溫高壓水。

第三點，該系統會產生蒸汽冷凝。蒸汽冷凝是由于飽和蒸汽分子在換熱管內遇到較冷的管內壁面，從而冷凝成小液滴，并隨著冷凝液的積聚，冷凝液會順著換熱管內壁面順流而下，該系統無法分段從換熱管內將冷凝液提出，只能測出整個換熱管內的全部冷凝量，因此該系統無法獲得換熱過程中各段的傳熱情況。而此類換熱器設計時，需要利用水箱溫度分布分段推算換熱管各段傳熱量及管內溫度分布，故該系統無法實現這一目標。

該已有模擬實驗系統只能用來研究高位水箱介質受熱變化，對于管內外各段耦合傳熱的研究無法實現。

實用新型內容

本實用新型要解決的技術問題是，盡可能地模擬PRHR?HX運行過程，并進行非能動余熱排出熱交換器傳熱性能測試。

為了解決這些技術問題，本實用新型提供了一種非能動余熱排出熱交換器模擬實驗系統，包括加熱罐、加熱元件、換熱管、水箱、排氣管道和第一加水管道，其特征在于：所述換熱管具有豎直段、第一水平段和第二水平段，豎直段設置于所述水箱中，與水箱的高度方向平行，第一水平段和第二水平段從水箱的同一側穿出后分別與所述加熱罐的頂部和底部相連，從而形成回路；所述加熱元件設置在所述加熱罐內；所述加熱罐上設置有安全閥和壓力表；所述排氣管道通過第一閥門與所述換熱管的所述第一水平段相連；所述第一加水管道通過第二閥門與所述換熱管的所述第二水平段相連；所述換熱管的管內和管外壁，以及所述水箱內分別設置有管內熱電偶、管外壁熱電偶和水箱熱電偶；所述水箱包括水箱壁和水箱底。

一種優選水箱結構是，所述水箱還包括水箱頂；所述水箱頂或所述水箱壁上部通過第十閥門設置有第二加水管道。