[发明专利]一种非能动余热排出热交换器模拟实验系统

说明书

技术领域

本发明涉及的是一种实验系统，尤其是一种非能动余热排出热交换器模拟实验系统。

背景技术

20世纪80年代中期以来，国际核能界开展了第3代核电技术的研发，取得了诸多研究成果，采用非能动安全原理的AP1000就是其中之一。非能动余热排出系统(PRHRS)是AP1000非能动堆芯冷却系统(PXS)的重要组成部分，其主要设备是非能动余热排出热交换器(PRHR HX)。PRHR HX由上部的入口封头、下部的出口封头和连接上下封头的“C”型立式管束组成。这些“C”型立式管束即为换热管。换热管布置在安全壳内置换料水箱(IRWST)内，IRWST内的水作为冷却介质，为热交换器提供热阱功能。

非能动余热排出热交换器(PRHR HX)传热机理十分复杂，国内对其研究甚少，设计经验积累更是空白，加上国外先进核电国家非常重视知识产权的保护，很多关键技术和资料都高度保密。直接通过PRHR HX进行传热机理研究涉及操作非常复杂，且运行成本高，几乎不被考虑。因此需要设计出一套非能动余热排出热交换器模拟实验系统以研究PRHR HX传热机理。

哈尔滨工程大学核科学技术研究院与国电环境保护研究院联合曾开发了一套非能动余热排出换热器模拟实验系统。实验采用电加热锅炉产生的饱和蒸汽作为换热介质，加热高位水箱内的水，以模拟PRHR HX从运行开始到高位水箱水达到饱和这一过程的换热特性。

实验过程中，热蒸汽在管内冷凝并释放热量，水箱水温逐渐上升至饱和。其换热管束由7根铜镍合金光管组成，管束采用三角形排列。换热管总长600mm，管束安装在高位水箱内，底部距水箱底200mm。管壁温度和高位水箱温度分别由焊接在管壁上的10对热电偶和设置在水箱内、距管束轴线100mm的9对热电偶测得。文章发表在《原子能科学技术》2011，Vol.45,No.8:931-936，题为非能动余热排出换热器运行初始阶段换热特性研究，作者李勇等人。

哈尔滨工程大学开发的模拟实验系统主要研究非能动余热排出换热器高位水箱水达到饱和前的升温过程和换热特性，然而受到实验条件的限制，该系统存在以下三点缺陷：

第一点，系统中使用的换热管束为直管，而PRHR HX使用C型换热管，两种形式的换热管存在一定的差异，所使用的传热计算公式也不尽相同。

第二点，该系统使用管内换热介质是饱和蒸汽，而实际工况的介质是高温高压水。

第三点，该系统会产生蒸汽冷凝。蒸汽冷凝是由于饱和蒸汽分子在换热管内遇到较冷的管内壁面，从而冷凝成小液滴，并随着冷凝液的积聚，冷凝液会顺着换热管内壁面顺流而下，该系统无法分段从换热管内将冷凝液提出，只能测出整个换热管内的全部冷凝量，因此该系统无法获得换热过程中各段的传热情况。而此类换热器设计时，需要利用水箱温度分布分段推算换热管各段传热量及管内温度分布，故该系统无法实现这一目标。

该已有模拟实验系统只能用来研究高位水箱介质受热变化，对于管内外各段耦合传热的研究无法实现。

发明内容

本发明要解决的技术问题是，尽可能地模拟PRHR HX运行过程，并进行非能动余热排出热交换器传热性能测试。

为了解决这些技术问题，本发明提供了一种非能动余热排出热交换器模拟实验系统，包括加热罐、电加热套、换热管、水箱、排气管道和第一加水管道，其特征在于：所述换热管具有竖直段、第一水平段和第二水平段，竖直段设置于所述水箱中，与水箱的高度方向平行，第一水平段和第二水平段从水箱的同一侧穿出后分别与所述加热罐的顶部和底部相连，从而形成回路；所述电加热套套设在所述加热罐的外表面；所述加热罐上设置有安全阀和压力表；所述排气管道通过第一阀门与所述换热管的所述第一水平段相连；所述第一加水管道通过第二阀门与所述换热管的所述第二水平段相连；所述换热管的管内和管外壁，以及所述水箱内分别设置有管内热电偶、管外壁热电偶和水箱热电偶；所述水箱包括水箱壁和水箱底。

一种优选水箱结构是，所述水箱还包括水箱顶；所述水箱顶或所述水箱壁上部通过第十阀门设置有第二加水管道。