核电常规岛高压加热器设计与研究(编辑修改稿)

核电常规岛高压加热器设计与研究(编辑修改稿)内容摘要：

.................................. 36 翅片 ................................................................................................................. 36 上级疏水入口独立扩容室的设置 ........................................................................... 40 U 型管弯曲管道内流体流动 .................................................................................... 41 次流 ................................................................................................................ 41 流动分离现象 ................................................................................................ 41 第五章 总结与展望 ................................................................................................................ 42 总结 ........................................................................................................................... 42 展望 ........................................................................................................................... 42 参考文献 .................................................................................................................................. 43 致谢 .......................................................................................................................................... 45 1 第一章 绪 论 研究核电常规岛高压加热器主要目的和意义 近年来，随着我国经济一直保持快速增长，对能源需求不断增大，在煤电减排压力、水电开发对自然环境的破坏、风电与太阳能发电成本高且技术不成熟等综合因素作用下，优化能源结构，保护能源安全使得核电发展成为必然趋势。 去年发生在日本的福岛地震核泄漏以及发生在美国三里岛和前苏联切尔诺贝利的核事故给人类敲响了警钟，在国际上来说，核电技术并不完全成熟，在核电设备方面也需要各国科技工作者的不断改进，提高其安全性能与工作效率。 从另一个方面来说，核工业作为国家高科技战略 性产业，是国家安全的重要基石、重要的清洁能源供应，以及综合国力和大国地位的重要标志。 1978 年以来，中国和工业集团、中国广东核电集团等核电业者走出了一条以我为主发展民族核电的成功道路。 在长期的核电设计、建造、运行和管理过程中，积累了丰富的实践和理论经验，在与国际同行的合作过程中，实现了技术和管理与国际先进水平接轨，取得了骄人的业绩。 我国在三十多年的核电建设中，经历了起步，小批量建设、快速发展三个阶段，去年日本福岛核事故之后，我国将核电发展定位为“安全高效”，也即第四个阶段。 我国先后建成了秦山、大亚湾、田湾 三大核电基地，实现了我国大陆核电“零”的突破、国产化的重大跨越、核电管理与国际接轨，走出了一条以我为主，发展民族核电的成功之路。 同样， 在核电发展热潮推动下，核电设备制造业迎来了历史性发展机遇。 近年来，我国核电设备制造业发展取得了显著的成绩。 2020 年，已经投运的核电机组有 11 台，总装机容量 910 万千瓦。 2020 年，我国核电技术装备自主化工作捷报频传，如核岛主设备关键铸锻件实现国产化突破、核二级泵全部完成样机研制、蒸发器换热管完成实验室 研制后开始批量生产等。 截至 2020 年底，我国核电装机容量为 908 万千瓦， 共11 台机组，首批三代核电自主化依托项目 2020 年全部开工建设 [1]。 2020 年，我国核电设备行业继续快速发展，核电关键重要设备自主化脚步不断加快。 2020 年 12 月 18 日，我国首台完全自主开发的红沿河核电站 1 号机组核反应堆压力容器完工并成功共发送，标志我国百万千瓦级核岛主设备的制造完全实现国产化。 截止 2020 年底，我国核电装机容量突破 1000 万千瓦，达 1082 万千瓦。 2020 年 3 月 16 日，我国首台国产 AP1000 核电蒸汽发生器开工制造，投入使用后将使我国核电站的国产化率，由不足一半到完全国产化， 代表了我国装备制造的最高水平。 这标志着世界最先进的压水堆核电关键设备实现“中国制造”。 2 研究目的 东方电气集团、上海电气集团及哈电集团是中国核电设备制造行业综合实力较强的三大动力集团，三家企业在核电设备市场占有较大份额，是国内核电设备市场的主要力量。 此外，中国核电产业的蓬勃发展也受到了国外企业的关注，美国西屋，法国阿海珐、阿尔斯通、日本三菱重工等国外核电设备制造企业也纷纷发力中国核电设备市场。 随着 “十二五 ”的到来， “新能源 ”这一关切经济转型，同时关系到国家的能源安全保障和国民经济可持续发 展的高频词，催生出了电力装备行业新兴的市场制高点。 由沿海延伸至内陆的多省份核电站建设大动作，则为核电设备企业铺展开广阔的发展蓝图。 伴随着国产化程度不断提高，在国家核电技术自主化、核电设备国产化的政策推进下，庞大的市场需求必将带动中国核电设备制造业的蓬勃发展。 研究意义 最近，东方锅炉厂和哈尔滨锅炉厂先后为 福建宁德核电站 和浙江三门核电站研发制造了多台国产自主化的高压加热器。 可以认为我国已初步具备了制造百万千瓦级核电站设备的能力。 但我国企业在设计技术、计算软件、工程管理、设备配套供应等方面与国外 先进水平之间存在比较大的差距。 本文即对核电常规岛高压加热器进行结构设计与优化以及从汽液两相漩涡脱落特性、管束振动机理入手，以高加热力性能研究为案例，为我国核电装备制造提供设计思想与原始数据，该设计思想同样可以运用于核岛蒸汽发生器、常规岛凝汽器、常规岛汽水分离再热器等超大型换热器的设计研发中。 核电常规岛高压加热器简介 核电常规岛高压加热器在二回路的位置及功能 一、高压加热器的功能： （ 1）利用汽轮机一、二级抽汽来加热给水，提高汽轮机发电机组的效率； （ 2）把高压加热器中的冷凝的加热蒸汽 凝结水排往除氧器或凝汽器； （ 3）维持高压加热器壳侧的额定液位； （ 4）去除高压加热器壳侧的不凝结气体； （ 5）当任何一个高压加热器壳侧液位超过警戒水位时，立即停运并旁通该列高压加热器组，通过该列高压加热器的旁路向蒸发器供水； （ 6）紧急情况时保护汽轮机，防止高压加热器壳侧中的汽水混合物由于压力下降汽化反串进入汽轮机。 3 图 11 压水堆核电站工艺系统及设备 二、高压加热器内流动路径的确定： 冷、热流体在换热 器内的流动路径需要合理的安排，一般可依下列原则确定： （ 1） 对于固定管板式，一般将 易结垢的流体流经管程； （ 2） 具有饱和蒸汽冷凝换热器，应使饱和蒸汽走壳程，因为饱和蒸汽比较清洁，传热系数与流速无关并且冷凝液容易排除； （ 3） 被冷却的流体宜走壳程，便于散热，有毒的流体宜走管程，减少泄露的机会； （ 4） 具有腐蚀性的流体宜走管程，以免管束和壳体同时受到腐蚀，节约耐腐蚀材料用量，降低换热器成本。 由以上原则确定核电常规岛高加蒸汽走壳程，加热给水走管程。 核电常规岛高压加热器国内外研究现状概况 目前，我国能够制造 1000MW 超超临界机组核电高压加热器的厂家紧东方锅炉厂、上海电 气电站辅机厂、哈尔滨锅炉厂三家，采用的是日本 TOSHIBA、法国 AREVA、美国西屋技术。 我国制造商和电站运营企业所做研究多偏于管板与 U 型管加工工艺，爆管泄露，管束震动，水位失控等运行安全性方面（如杭州锅炉的核电高压加热器防雨击装置专利即是对承压设备的结构改造）。 由于制造性企业科研投入较少以及我国各核电研究设计院并没有参与常规岛设备的设计等原因，使得长期以来对高加内部流体传热机理，气液相变过程研究成果较少。 仅见少数关于大型高压加热器的论文和专利报道，我国高校做了一些换热设备数值模拟方面的探索。 在国际上，核 电大型承压换热器核心技术垄断在日本、美国、法国等核电建设较 4 早的国家，目前采用计算机辅助工程（ Computer Aided Engineering，简称 CAE）技术结合计算流体力学（ Computational Fluid Dynamics，简称 CFD）研究手段对极端大型承压换热器内部流场和温度场进行模拟，得出大量数据和信 息，根据不同的客户需求来进行设备设计。 我国在高加等核电设备结构优化和热力性能研究才刚刚起步，需要国家给予相应的政策支持和高校科研机构给予必要的配合支持，才能早日实现二代加，三代，甚至四代核电 设备的国产化。 核电常规岛高压加热器研究重点在： 1）管板和封头尺寸优化； 2）蒸汽进口、上级疏水入口等关键部位的强度设计； 3）气液两相流传热性能研究； 4）通过建立模型分析流场和温度场变化，对结构设计和制造工艺提出优化改进。 5）寻找新型耐高温高压、具有良好传热性能和焊接性能的核电设备材料 6）模拟壳程流体介质的相变，为开发高效紧凑型换热设备提供数据支持。 核电常规岛高压加热器设计思路与结构介绍 高压加热器 （ 亦称表面式给水加热器 ,简称高加 ） 是汽轮机给水回热系统中的一个重要组件。 高压加热器按 单列 （ 或双列 ） 、卧式 （ 或倒立式 ） 、 U 形管、双流程设计 , 采用小旁路给水系统 , 即每级高加可在临一级高加旁路下运行 , 也可按大旁路给水系统设计。 每个高加可以分为过热蒸汽段，蒸汽冷凝段和疏水冷却段三段，结构参见图 21。 图 21 核电高压加热器模型剖开图 过热蒸汽段是利用汽轮机抽出过热蒸汽的一部分显热升高给水温度使其等于或大于进气压力下的饱和温度。 过热蒸汽从蒸汽进口管进入壳体后，将防冲刷挡板焊接在支 5 撑板上，使管束避免与高温高压蒸汽直接接触，可以较好的防止湿蒸汽对管子的冲刷和水蚀。 在蒸汽凝结段 ，利用蒸汽冷凝时放出的潜热加热给水。 从过热蒸汽冷却段流出的蒸汽均匀地流向该段的各部分。 为了减少非凝结气体的积聚而影响传热效果或产生腐蚀。 在蒸汽凝结段段管束中设置了内置式排气装置 ， 有利于沿管束长度方向均匀地排出非凝结气体。 被凝结的液体以及通过疏水进口管座进入的附加疏水或从较高压力加热器来的逐级疏水都积聚在壳体的最低部位 ， 该段的疏水 （ 冷凝水 ） 流向疏水冷却段。 疏水冷却段是把离开凝结段的流水热量传给进入加热器的给水 ， 使疏水涅度降至饱和温度以下 ， 达到规定的疏水端差。 疏水冷却段位于给水进口流程侧 ， 由包壳板 密封该流程的所有管子 ， 用一块较厚的端板将冷凝段与疏水冷却段分隔开来。 端板的作用是当蒸汽进入到端板的管孔和管子外表面的间隙时 ， 被凝结而形成了一个水密封。 （ 也称毛细管密封 ） ， 以阻止蒸汽泄漏到该段内。 吸水口插入被准确地保持一定的凝结水位之下 , 凝结水经一组隔板引导向上流动 ， 通过该段 ， 三从位于该段顶部在壳体侧面的疏水出口管疏出。 这样的疏水出口管设置 ， 可以免去在运行前排放残剩气体。 限制凝结水进入吸水口的流速 ， 以防凝结水汽化 ， 导致管材冲刷而损坏。 高压加热器主要由壳体、水室、管束、防冲挡板、支撑板、折流板和管板等结构组 成。 (1) 壳体 高加壳体采用全焊接结构 ， 为检查壳体内部时可抽出壳体 ， 故壳体上标有现场切割线 ， 在切割线之下衬有不锈钢保护环 ， 以免切割时损及管束。 壳体与管板间的 B类焊缝、支座垫板、包装预埋板与管板间焊缝及焊疤打磨面需要进行热处理。 筒节布置一定的就地温度计接管、就地压力表接管、壳侧化学清洗接管。 (2) 水室 高加水室采用半球封头型 ， 设有一使用螺柱螺母连接结构的人孔 ， 通过人孔可进入水室 ， 人孔盖的拆除和安装 ， 使用专用工具 ， 操作简便 ， 省时省力。 水室分隔板焊接在管板上 ， 只有一过渡管与水室出口管座焊 接 ， 避免分隔板与半球封头直接焊接 ， 消除了半球封头受压后产生较高的局部应力。 同壳体一样，需要布置一定的就地温度计接管、就地压力表接管、壳侧化学清洗接管。 (3)。