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刊名：核动力工程
发表时间：2011-02-01
摘要:
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.
刊名：原子能科学技术
发表时间：2015-03-01
摘要:
以C FX为工具，对A P1000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 。
刊名：原子能科学技术
发表时间：2010-04-01
摘要:
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.
刊名：原子能科学技术
发表时间：2016-10-01
摘要:
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。
刊名：原子能科学技术
发表时间：2019-10-01
摘要:
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(PRHR HX)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PRHR HX,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ADS 1～3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.
刊名：原子能科学技术
发表时间：2016-08-01
摘要:
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。
刊名：大科技
发表时间：2015-12-01
摘要:
本文阐述了三代核电机组蒸汽发生器传热管破裂事故分析及处理措施，，从报警响应分析入手，识别故障的蒸汽发生器。进而采取包括启动PRHR、隔离CVS流量和隔离启动给水等保护措施。这些保护措施可实现反应堆冷却剂系统（RCS）自动降温降压，以终止破口流量和向大气的蒸汽释放，并将RCS长期保持在稳定状态下。
刊名：压力容器
发表时间：2016-01-01
摘要:
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。
发表时间：2014-01-01
摘要:
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.
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