[发明专利]一种非能动余热排出热交换器试验装置

说明书

技术领域

本发明具体涉及一种非能动余热排出热交换器试验装置。

背景技术

非能动余热排出热交换器(PRHR HX)是第三代压水堆核电站AP1000中的应急堆芯冷却系统，对缓解热阱丧失事故起着重要作用。非能动余热排出热交换器主要由传热管和安全壳内换料水箱组成。反应堆冷却剂系统热段的流体流入传热管，被换料水箱中的水冷却，从而将堆芯的衰变热排出。由于不同温度的冷却剂之间存在密度差，在热交换器中形成了自然循环。

非能动余热排出热交换器在自然循环过程中的两相流动传热现象是对反应堆安全有重要影响的热工水力现象。由于热交换器一、二次侧温差大，参数变化范围广，涉及多种单相和两相流动传热模式。自然循环流速低，受浮升力影响大，因此热交换器中的动力学特性与强迫循环有显著不同。目前，对非能动余热排出热交换器传热管内、外的两相流动及传热现象认识不充分，因此，建立非能动余热排出热交换器试验装置用于开展自然循环两相流动传热行为研究对于堆芯设计和安全分析技术的发展十分必要。

美国西屋公司针对AP600中的非能动余热排出热交换器建立了传热试验装置，用于验证热交换器的传热性能。试验装置的试验段由3根并排的304不锈钢竖直传热管浸没在圆形水箱中，模拟热交换器换热管的竖直段在换料水箱中的传热。装置保持了AP600非能动余热排出热交换器的完全高度，换热管的壁厚、内径及间距与真实尺寸相似。试验装置的运行工况能够涵盖AP600非能动余热排出热交换器的运行参数。但是，实际AP1000的热交换器传热管是C形传热管，由上、下水平段和竖直段组成，其中水平段占传热管总表面积的42％，主要的传热发生在传热管上水平段。而在西屋公司建立的试验装置中，传热管只包含竖直段，在该装置上不能开展水平段的传热试验研究。同时，该试验装置的传热管采用304不锈钢管，而AP1000中的传热管材质为因科镍(Inconel 690)，两种材质的热导率相差约34％，这将对传热试验数据的准确性和可靠性产生影响。

发明内容

针对上述试验装置的不足，本发明的目的在于建立与AP1000非能动余热排出热交换器C形管尺寸相同、材质接近的非能动余热排出热交换器传热试验装置，用于开展自然循环两相流动传热试验，为堆芯设计和安全分析提供试验数据，并为非能动余热排出热交换器自然循环两相流动传热程序模型的评价提供依据。

为达到以上目的，本发明采用如下技术方案：

一种非能动余热排出热交换器试验装置，所述试验装置包括传热试验段、稳压器、屏蔽泵、加热器、循环泵、换热器、高位水箱、低位水箱、提升泵、补水泵和喷淋泵；

其中，所述传热试验段、稳压器、屏蔽泵、加热器组成试验装置的主回路系统；所述传热试验段包括3根C形传热管和冷却水箱，所述稳压器与传热试验段的出口管道和屏蔽泵的入口管道相连；所述屏蔽泵与传热试验段的出口管道相连，通过调节屏蔽泵前的阀门和旁通阀门，调节主回路的流量；所述加热器安装在屏蔽泵和传热试验段之间；

所述循环泵的入口与换热器的管程出口连接，出口与冷却水箱的入口管相连；

所述换热器的管程入口与冷却水箱的出口管相连，管程出口与循环泵的入口相连；

所述高位水箱储存主回路系统用纯水，在重力作用下向主回路系统注水；低位水箱储存主回路系统用纯水；

所述提升泵与高位水箱和低位水箱相连，将低位水箱中的水注入高位水箱中；补水泵安装在低位水箱和稳压器下管口之间，将低位水箱中的水从稳压器底部注入，提升稳压器压力，且保证稳压器内的水面不低于最低液位值；喷淋泵安装在低位水箱和稳压器上管口之间，将低位水箱中的水通过稳压器顶部喷淋装置向稳压器中注水。

进一步地，如上所述的非能动余热排出热交换器试验装置，所述传热试验段中，每根C形传热管由上水平段、竖直段和下水平段三段用卡套连接而成，3根C形传热管是分别嵌套在冷却水箱的3个竖直圆管中；3根C形传热管的入口通过上分流器与试验装置主回路管道相连，3根C形传热管的出口通过下分流器与试验装置主回路管道相连。

进一步地，如上所述的非能动余热排出热交换器试验装置，所述冷却水箱由3个竖直圆管并联与上、下水平圆管连接而成，每个竖直圆管中分别包含了一根C形传热管的竖直段；冷却水箱底部的下水平圆管上具有入口管，上水平圆管具有上法兰盖，所述上法兰盖上具有出口管，上法兰盖上还有另一个出口管用于冷却水的溢流。