非能动余热排出热交换器结构设计分析与优化
发布时间:2021-08-24 09:03
非能动余热排出热交换器(PRHR HX)是非能动堆芯冷却系统的一个设备,其主要目的是在紧急工况下,排出堆芯衰变热。本文针对非能动余热排出热交换器热应力和抗震进行了大量的敏感性分析,提出了全模型的热应力分析方法,形成了一套能解决传热管简化、支撑边界条件处理以及非线性接触等问题的抗震分析模型,并通过模拟体的试验和分析成果验证了抗震分析的正确性。还发现了原设计的薄弱区域,指导其结构的优化,提高了安全性。
【文章来源】:核科学与工程. 2020,40(01)北大核心CSCD
【文章页数】:7 页
【部分图文】:
PRHR HX总体图
类型Ⅰ支撑条及连接部件示意图
选取温差最大的热瞬态工况,即专设安全设施误动作工况B:PRHR隔离阀误开,来对其进行保守的分析,即一次侧上水平管束、垂直管束和下水平管束中水的均温分别为164.4℃、156.9℃和147.8℃。此时内置换料水箱(IRW-ST)(传热管支撑件)的温度为10℃。1.2 验收准则
【参考文献】:
期刊论文
[1]三代核电厂C型管束热交换器模拟体的动态特性分析和试验研究[J]. 黄庆,朱甚,卢文胜,张振华. 压力容器. 2017(12)
[2]核承压热交换器两相流流致振动现象研究[J]. 苏子威,李云华,秦玮,王燕. 核科学与工程. 2017(05)
[3]非能动余热排出热交换器支撑布置对C形传热管热应力的影响研究和应用[J]. 杨星,张振华. 压力容器. 2017(09)
[4]管式热交换器的动态特性分析方法比较与验证[J]. 黄庆,徐定耿,陈孟,沈睿. 核动力工程. 2013(05)
[5]设冷热交换器的应力分析和评定[J]. 黄庆,于浩,徐定耿. 机械设计与制造. 2013(04)
[6]硼回凝水冷却器的地震反应分析研究[J]. 黄庆,张翟. 现代计算机(专业版). 2012(19)
本文编号:3359696
【文章来源】:核科学与工程. 2020,40(01)北大核心CSCD
【文章页数】:7 页
【部分图文】:
PRHR HX总体图
类型Ⅰ支撑条及连接部件示意图
选取温差最大的热瞬态工况,即专设安全设施误动作工况B:PRHR隔离阀误开,来对其进行保守的分析,即一次侧上水平管束、垂直管束和下水平管束中水的均温分别为164.4℃、156.9℃和147.8℃。此时内置换料水箱(IRW-ST)(传热管支撑件)的温度为10℃。1.2 验收准则
【参考文献】:
期刊论文
[1]三代核电厂C型管束热交换器模拟体的动态特性分析和试验研究[J]. 黄庆,朱甚,卢文胜,张振华. 压力容器. 2017(12)
[2]核承压热交换器两相流流致振动现象研究[J]. 苏子威,李云华,秦玮,王燕. 核科学与工程. 2017(05)
[3]非能动余热排出热交换器支撑布置对C形传热管热应力的影响研究和应用[J]. 杨星,张振华. 压力容器. 2017(09)
[4]管式热交换器的动态特性分析方法比较与验证[J]. 黄庆,徐定耿,陈孟,沈睿. 核动力工程. 2013(05)
[5]设冷热交换器的应力分析和评定[J]. 黄庆,于浩,徐定耿. 机械设计与制造. 2013(04)
[6]硼回凝水冷却器的地震反应分析研究[J]. 黄庆,张翟. 现代计算机(专业版). 2012(19)
本文编号:3359696
本文链接:https://www.wllwen.com/projectlw/hkxlw/3359696.html