余热排出系统

摘要： 核电站设置了先导式安全阀进行系统的超压保护。华龙一号三代核电站设计中,余热排出系统的设计发生变化,余热排出系统的部分设备布置在安全壳外,对先导式安全阀管线提出了反向密封功能的要求。对于现有的Sebim先导式安全阀,通过分析和试验证明了其不能实现系统反向密封功能。为解决此问题,分别对余热排出系统的系统设计、安全阀设备选型以及先导式安全阀设备的部件修改等方面进行研究,提出解决方法。

摘要： 压水堆核电厂停堆期间,稳压器灭汽腔后会进入低温水实体状态,此时由于可能因素引起的一回路压力的突然升高即是低温超压事件.由于一回路此状态下脆性断裂强度下降,一回路更容易彻底失效,引起堆芯的损毁.如何有效应对低温超压事件,是所有压水堆核电厂的重要设计内容.本文针对国内在役核电厂(M310,AP1000,VVER,EPR)的低温超压方案进行了详细的介绍,并总结了其设计思路和设计特征,以指导后续工程设计和在役电厂方案优化.

摘要： 余热排出泵电动机为核安全重要设备,其主要功能为确保核电机组停堆期间,从堆芯和反应堆冷却剂系统排出热量.某二代改进型核电机组1号进口余热排出泵电机运行期间多次出现驱动端轴承温度异常上升及波动的情况,为彻底解决此问题,经深入分析、咨询并调研同行电厂经验反馈,对余热排出泵电机进行全面解体,彻底更换轴承、润滑脂,并对发现的轴承座与轴承外径公差配合过盈度偏高问题进行处理.随后进行的品质再鉴定及功能再鉴定均表明,余热排出泵电机驱动端轴承温度异常问题得到了根本解决.

摘要： M310核电机组余热排出系统安全阀采用法国WEIR公司的SEBIM先导式安全阀,是核电厂中重要的阀门.目前M310压水堆核电站核反应堆一回路压力大于2.4 MPa(一回路压力低低信号未触发)时,会触发余热排出系统安全阀关闭命令,但是主控室操纵员在执行相关试验或特殊工况下在主控通过安全阀开启按钮将安全阀开启后,无法通过关闭按钮将安全阀再次关闭.通过改进余热排出系统安全阀控制逻辑解决此问题.

摘要： 为了消除死管段现象,华龙一号核电机组在反应堆厂房整体布置优化设计的基础上对余热排出系统入口管道的设计提出了改进措施.改进措施包括增加余排入口管道的长度以降低死管段内部介质温度和实施完全独立两列的设计.文章介绍了死管段现象及有关堆型的改进情况,考虑到理论计算的不确定性,利用FloEFD计算流体力学软件对余排入口死管段开展热工水力分析,得到死管段内冷却剂的最高温度,验证华龙一号核电机组余排吸入口管不存在死管段现象.

摘要： 在压水堆核电厂换料大修后,利用抽真空方法对一回路进行充水排气,可以减少主泵启动次数.本文针对余热排出系统在一回路负压运行工况,探讨其存在的一些风险问题及其应对措施,为后续一回路抽真空启动方案设计提供支撑.

摘要： 核电厂的管道系统中,T型三通管道内部冷热流体掺混时引起的热疲劳及其危害受到了广泛的关注和研究.其中核电厂停堆过程中,余热排出系统的预热工况下返回一回路的冷流体管道与一回路管道之间即是一种典型的三通管道下的热疲劳现象.本文就国内广泛商运的二代压水堆的余热排出系统预热工况及其冷热流体混合现象进行分析,同时提出了一种改进的预热方案,并就修改方案中的冷热流体现象进行分析.分析表明修改后的余热排出系统预热方案所需的时间更短,同时对于管道的影响更小.

摘要： 针对先进轻水堆,美国核管会要求在设计中尽可能降低发生界面LOCA(Inter-system Loss-of-Coolant Accident)的可能性。提高余热排出系统(Residual Heat Removal System,简称RHR系统)低压部分的设计压力,是先进压水堆从设计上降低发生界面LOCA风险的措施之一。为了确保在极端的超设计基准事故下,暴露在一回路运行压力下的RHR系统不发生破裂,开展了RHR系统全压设计研究。从相关的法规导则要求、系统设计应对的超设计基准事故、如何确定RHR系统的设计压力,以及验收准则这几个方面展开调研,采用RELAP5程序对超设计基准事故开展了模拟计算,给出全压设计的输入曲线,明确了RHR系统相关设备的全压设计要求,并给出相应的结论。研究成果可用于指导先进压水堆RHR系统的设计以及存在发生界面LOCA风险的其他系统的设计。

摘要： 余热排出系统(RHR)是反应堆重要的流体系统.在停堆工况下,余热排出系统接入一回路对堆芯进行冷却时,若余热排出管线出现破口,会无法有效冷却堆芯,严重影响堆芯安全.本文针对华龙一号余热排出系统在接入阶段发生破口的事故进行分析,尤其针对余热排出系统与一回路相连的管线发生不可隔离的破口和余热排出系统在安全壳外的管线发生破口两种典型事故进行分析.通过计算余热排出泵的有效汽蚀余量并分析评估安全壳外破口有效隔离措施,论证了华龙一号余热排出系统设计方案能够应对破口事故,并保证对一回路堆芯的有效冷却.

摘要： 针对最新欧洲压水堆用户手册(EUR)中对于电站停堆时间的要求,某三代核电机组对承担停堆过程中堆芯衰变热导出功能的余热排出系统进行了优化改进.本文通过对三代机组的停堆时间以及停堆过程中的一回路降温曲线进行了分析计算,进而分析改进后的余热排出系统对一回路的降温性能和电站的停堆时间,以满足停堆时间要求和指导电站的运行.

摘要： 本文通过对海洋条件下的流体进行受力分析,并根据基本热工水力模型及蒸汽发生器模型,通过选取合适的数值计算方法,开发了基于MATLAB平台的仿真程序,对海洋条件下二次侧非能动余热排出系统的运行特性进行研究.结果表明:纵摇条件下,系统能够正常运行并安全导出堆芯余热,海洋条件对系统的运行影响较小;随着运动幅值的增大或运动周期的减小,海洋条件的影响程度增加.横摇及艏摇运动对系统运行的影响程度有限.

摘要： 压水堆余热排出系统(RHRS)中冷热混合区的304L不锈钢管材可能出现由热疲劳引起的浅裂纹群.为了更好的理解热疲劳现象,法国电力公司(EDF)和其合作伙伴进行了许多研究,其中包括了由法国电力公司、法国原子能委员会(CEA)和阿海珐(AREVA)合作进行的冷热混合区FATHER模型试验.本文首先介绍法国电力公司开发的开放源代码通用有限元软件Code_Aster中疲劳分析的功能.其次,通过解析方法和Code_Aster中的数值方法计算了双轴交变加载条件下的热疲劳损伤临界面方向,并分析了不同平均应力对疲劳损伤临界面方向的影响,最后与实验观测结果进行了比较.

摘要： 利用ABAQUS软件对AP10001电站中的非能动余热排出系统热交换器(PRHR Hx)的管板结构进行了分析计算，研究了目前周内外对于热交换器管板的当量实心板理论，并将其应用于有限元分析。通过对弹性常数和应力强度的修正，考虑了布管区的刚度削弱和强度削弱，并且通过建立3维的带孔管板模型，验证了该等效修正方法的可行和可靠性，最后得到管板结构上一次应力的分布情况并校核了一次应力强度。

摘要： 余热排出系统是球床式高温气冷堆与固有安全性相关的重要安全系统之一,需要对该系统中的主要设备进行详细的抗震分析。文使用有限元方法对余热排出系统的主设备表面冷却器与冷却水管在自重及地震载荷下的响应进行了详细的应力分析,抗震分析中采用了响应谱法。并使用ASME规范评价了抗震分析结果,表明在事故工况下,表面冷却器与冷却水管的结构强度满足ASME规范要求。

摘要： 20世纪60年代,美国红石火箭发生发动机熄火事件。此事件推动了潜通路分析技术(SCA)的开发研究并建立了完备的分析技术体系。rn 将该成果广泛的应用于航天、航空等复杂系统设计分析中,获得巨大效益。SCA在我国起步较晚,目前我国的研究成果处于初步阶段,涉及领域较少。国内外鲜有已公开发表的对热工流体系统的SCA研究成果。rn 核动力装置系统中的热工流体子系统涉及的专业广泛,功能不同,接口界面多,操作程序复杂。将SCA用来识别和分析该动力装置中热工流体系统可能存在的潜通路,进而在设计和建造阶段及时采取有效的预防措施,并在操作规程中规定适当的操作条令,将有助于提高核动力装置的可靠性和安全性。rn 尝试采用SCA来对某核动力装置的余热排出系统进行简单的潜通路分析,为设计者提供一个有益补充和参考。通过对系统的分析,筛选出合适的映射规则,然后按照映射规则,将该系统转换为等效的电路图。然后对等效电路图逐一进行人工路径搜索,结合实际系统进行分析,找出余热排出系统中可能存在的潜通路。

摘要： 氟盐冷却高温堆(FHR)是综合多种先进反应堆优点而提出的一新型反应堆概念.针对加州大学伯克利分校基于FHR概念设计的球床先进高温堆(PB-AHTR),建立RELAP-3D模型,分析了包括冷却剂失去强迫循环(LOFC)与反应性引入事故(RIA)在内的两种未能实现紧急停堆预期瞬态(ATWS),获得了PB-AHTR发生上述事故时的安全特性,验证了非能动余热排出系统对于缓解LOFC事故严重程度的作用.

摘要： 高温气冷堆示范工程(HTR-PM)的乏燃料采用干式贮存方案.本文借助计算流体力学(CFD)程序CFX研究HTR-PM的乏燃料贮罐在装料和转移过程中的余热排出能力.余热排出系统由贮罐、屏蔽罩等多层结构组成.正常情况下借助风机驱动强迫通风排出余热,风机失效时依靠自然通风排出余热.根据计算结果,乏燃料球床在正常工况和事故工况下的最高温度分别为421.6°C和485.7°C,贮罐、屏蔽罩、硼板等结构的温度均满足温度限值要求.研究结果表明,乏燃料贮罐在装料和移动过程中的余热排出系统在正常工况和事故工况下均能有效排出余热,具有固有安全特性.

摘要： 自然循环的临界热流密度的大小(CHF)直接关系到管道流动传热特性,是热工水力设计的一个重要参数.因此,研究自然循环CHF大小的影响因素及增大CHF的方法,对高温气冷堆余热排出系统的设计及运行安全性具有重要意义.文章介绍了自然循环CHF的大小随(系统压力、入口过冷度、流量(压阻)、冷(热)端长度)的变化,并总结出增强系统CHF的方法,后半部分简要介绍了HTR-PM余热排出系统并给出了余热排出系统运行时候的注意事项,确保余热排出系统在任何工况下都不失效.

摘要： 根据CAP1400核电厂正常余热排出系统(RNS)的布置情况,RNS泵入口管道的直管段较短,不满足通用布置准则规定直管段长度须大于3倍管道直径的要求.本文采用商用软件ANSYS14.0中的FLUENT流体计算模块,对RNS泵人口管道内的流动特性进行数值模拟,通过对不同直管段长度截面上的流动形态、压力分布、湍流强度、涡流结构等参数的分析,得到不同截面上的流体动力学特性.通过对比CAP1400的RNS泵入口截面与布置准则要求最小直管长度所在截面处的流动特性,分析两者的主要差别,提出相应的布置改进建议,并为后续的管道与泵体联合仿真研究打下基础.

摘要： 以CANDU(Canada Deuterium Uranium)反应堆慢化剂系统作为研究对象,提出了一种满足非能动安全要求的概念设计,在此设计中,首次提出了将慢化剂冷却系统和余热排出系统合二为一的设计理念。

摘要： 本发明公开了堆芯余热排出的系统和堆芯余热排出的热电换热器，所述系统包括从反应堆堆芯一回路导出的余热排出回路，所述余热排出回路上所设的换热单元为热电换热器(8)，所述热电换热器(8)采用板式换热器为本体结构，所述板式换热器中的板片(81)采用内嵌有热电半导体(811)的板片；热电半导体(811)引出电能导接于反应堆堆芯一回路中的主泵(6)。本发明主要应用在核动力安全关键设备领域，基于一回路、设备冷却水系统回路、海水回路，利用热电转换技术，将全厂断电事故工况下的堆芯余热直接转化成电能，带走一部分堆芯余热的同时，以一定功率继续维持主泵运转继送冷却剂，从而排出堆芯余热，实现堆芯长期冷却。

摘要： 本发明公开了堆芯余热排出的系统和堆芯余热排出的热电换热器，所述系统包括从反应堆堆芯一回路导出的余热排出回路，所述余热排出回路上所设的换热单元为热电换热器(8)，所述热电换热器(8)采用板式换热器为本体结构，所述板式换热器中的板片(81)采用内嵌有热电半导体(811)的板片；热电半导体(811)引出电能导接于反应堆堆芯一回路中的主泵(6)。本发明主要应用在核动力安全关键设备领域，基于一回路、设备冷却水系统回路、海水回路，利用热电转换技术，将全厂断电事故工况下的堆芯余热直接转化成电能，带走一部分堆芯余热的同时，以一定功率继续维持主泵运转继送冷却剂，从而排出堆芯余热，实现堆芯长期冷却。

摘要： 本发明公开了一种车载式热管堆内余热排出系统及余热排出控制方法，一种车载式热管堆内余热排出系统包括设置反应堆内的热管以及设置在热管冷凝段的换热器和余热排出装置，余热排出装置包括自然对流通风、高位水箱直接喷淋和水泵抽取底部水箱喷淋，自然对流通风、高位水箱直接喷淋和水泵抽取底部水箱喷淋布置于可移动的防振车厢内，形成三级纵深防御的能动与非能动结合的智能化紧凑式冷却方式，本发明余热系统具有体积小、结构紧凑、方便移动、智能化运转和换热效率高等优点，适合于边远地区、极寒地区、医院军工等，使车载式热管堆或其他移动式动力装置具有更高的安全性和可靠性。

摘要： 本发明公开一种用于熔盐堆的非能动余热排出系统及余热排出方法。该非能动余热排出系统的换热装置包括由侧壁围合形成的换热腔、一个以上的进风管和出风管；换热腔位于反应堆舱室与反应堆容器之间，且换热腔环绕反应堆容器设置，且换热腔与反应堆容器之间形成缝隙；换热腔的底部设有将反应堆舱室外的空气输送至换热腔内的进风管；换热腔的顶部设有将换热腔内的空气排出至大气的出风管；换热装置的内侧壁用于接受反应堆容器的外壁面释放的热量、并将热量传递给换热腔内的空气；非能动余热排出系统的排热能力大于熔盐堆的堆芯余热排出要求。该非能动余热排出系统及余热排出方法，无需借助外部电源、安全性高、结构简单易操作、安装维修方便。

摘要： 本发明公开了一种铅冷快堆余热排出系统及方法，所述余热排出系统由磁吸式换热器主动余热排出系统、余热驱动非能动堆芯冷却系统及非能动余热排出系统三个独立工作的子系统组成，本发明通过用气动泵向蒸汽发生器的二次侧供水，解决了因断电工况下主给水泵无法正常工作时，二回路释热功能丧失的问题；同时在主动余热排出系统中采用独立于主动余热排出系统的磁吸式热交换器自然循环冷却回路，解决了传统换热器在断电工况下无法对堆芯进行换热的缺点；从而大大提升了堆芯内冷却剂的换热流量，加快堆芯余热的排出，不仅为反应堆安全提供了保障，同时也为以铅冷快堆为动力的核潜艇研究提供了安全保障，达到了增强反应堆本质安全性的目的。

摘要： 本实用新型公开一种余热排出系统的超压保护装置，设置在安全壳内，其包括安全阀、排放管线和内置换热水箱，所述安全阀设于所述排放管线上，所述排放管线的一端与余热排出系统的与一回路系统连接的主管线连通，其另一端伸入到所述内置换热水箱中的液面以下位置。本实用新型还公开一种包括上述超压保护装置的余热排出系统。本实用新型装置可对余热排出系统进行超压保护，且工艺简单，配置简单，可靠性高。

摘要： 本实用新型公开了一种反应堆余热排出系统的隔离装置和反应堆余热排出系统，隔离装置包括用于隔离的第一隔离阀组，第一隔离阀组设置在位于安全壳内的余热排出系统吸入管线上，隔离装置还包括超压保护管线，超压保护管线上设置有用于防止超压保护管线内流体倒流的超压保护机构，超压保护机构还用于进行超压保护，超压保护管线与安全壳内的余热排出系统吸入管线的连接处位于第一隔离阀组与安全壳之间。当反应堆余热排出系统与反应堆冷却剂系统隔离后，可实现安全壳内的隔离密封要求，避免安全壳旁通泄露。当反应堆余热排出系统与反应堆冷却剂系统连通后，如果出现低温超压状态，隔离装置可实现低温超压保护功能。

摘要： 本实用新型涉及一种基于毛细力热管的核电厂一次侧非能动余热排出系统，该核电厂包括安全壳、设置在安全壳内的壳内冷却箱、设置在所述安全壳外的壳外冷却箱、以及设置在所述壳内冷却箱和壳外冷却箱之间的换热热管。换热热管内填充有相变冷媒，包括蒸发段和冷凝段；换热热管的蒸发段与壳内冷却箱连接，冷媒吸收所述壳内冷却箱的热量并汽化。换热热管的冷凝段与所述壳外冷却箱连接散热，冷媒冷凝回流至所述蒸发段。该系统结构简单，每根换热热管都是独立的闭式循环，其换热效率更高、换热及时性更好，从而替换传统的换热器，有效提升冷却效率和可靠性，提供一种安全性高、可靠性高的非能动余热排出系统及具有余热排出的核电厂。

摘要： 本实用新型公开了一种用于反应堆余热排出的换热装置及余热排出系统，涉及反应堆换热领域，换热装置包括壳体、相变储热结构和自然循环换热结构，壳体内具有密闭空间，壳体上端设有高温水入口、下端设有高温水出口，相变储热结构设于密闭空间上部，相变储热结构包括相变材料空间和穿过相变材料空间的若干相变储热传热管，相变材料空间内设有相变储热材料，自然循环换热结构设于密闭空间下部，自然循环换热结构包括冷却水空间和穿过冷却水空间的若干自然循环传热管，冷却水空间用于容纳冷却水箱中的冷却水，本实用新型能够吸收反应堆停堆初期时余热功率较大所带来的冲击，保证余热排出系统的安全可靠运行。

摘要： 一种高温气冷堆核电站堆芯余热再利用余热排出系统，包括水冷壁，所述水冷壁的输出端连接热水联箱，热水联箱输出端通过热水管分为两路；第一路通过管道连接供暖用户，所述管道上设置有用于提供动力的循环泵，供暖用户的输出端通过冷水管连接冷水联箱，冷水联箱连接水冷壁的输入端，形成闭合循环；第二路通过管道连接空冷塔中设置的空冷器，所述空冷器输出端通过冷水管连接冷水联箱，冷水联箱连接水冷壁的输入端，形成闭合循环。本实用新型设计合理，对高温气冷堆核电站堆芯余热进行了有效利用，提高了能量利用效率。