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核电站发生全厂断电、主给水丧失等事故时,非能动余热排出系统中的余热排出热交换器(PRHR HX)开始投入使用,及时将堆芯处的余热排出,担负着防止反应堆发生更加严重事故的重任。非能动余热排出热交换器是依靠温度差和位差等非能动手段作为驱动力,使换热器内的流体产生自然循环流动进行堆芯余热的排出。该系统使核电站对泵、阀门等能动设备的依赖大大减少,同时也使人为因素对核电站安全的影响大大降低。在核电站中,非能动系统的引入可以有效的增加其在发生事故时反应堆堆芯的安全性。该课题应用ANSYS流体力学分析软件,对非能动余热排出换热器的传热特性进行数值模拟计算,主要涉及的内容如下:1)分析非能动余热排出换热器的物理模型,对其进行适当的简化,并应用DesignModeler 软件建立 PRHR HX 模型。2)分别研究讨论非能动余热排出换热器的壳侧和管侧的温度场,对PRHR HX壳侧不同位置处的流场换热情况进行重点分析,同时对传热管束内部的温度场进行研究。分析不同入口温度条件下,出口平均温度与入口温度之间的差值,评价PRHRHX的换热性能。3)分析换热器壳侧的整体及局部速度场,以及PRHR HX的结构对自然循环的影响,并为先进反应堆非能动余热排出系统的设计提出相关的优化意见。4)定义描述换热器性能的无量纲参数相对温降β,对典型工况下换热器换热性能进行敏感性分析。涉及到的因素主要有管束入口温度、安全壳内置换料水箱(IRWST)内冷却剂初始温度以及传热管束流量等。分析表明,本课题所研究的非能动余热排出换热器管束入口段内外温差较大,换热强烈,壳侧温度升高明显。IRWST内上部的流体流动与其下部的流体流动相比较为剧烈。位于上部弯管束附近区域流体流动最为剧烈。PRHRHX管侧温度由于内外侧传热管管程差别大、换热条件不同导致出现明显的沿管程分层现象;壳侧的流体出现了明显的沿高度方向上的温差分层现象。随着传热管束入口温度的升高,换热器的换热能力逐渐增强,非能动余热排出效果明显。通过敏感性分析可知,随着传热管束入口温度由550K逐渐提高到615K,相对温降β也呈逐渐增加的趋势,非能动余热排出效果越发明显。而随着IRWST箱内冷却剂初始温度的升高,传热管束的平均出口温度呈现明显的升高趋势,相对温降β逐渐降低,余热排出换热器的冷却能力逐渐下降。当入口流速在一定范围内升高时,相对温降β逐渐降低,冷却效果逐渐下降,但是当入口流速增大到一定程度后,管束出口温度和降温比逐渐稳定,换热器的冷却效果逐步不受入口流速增大所带来的影响。