科创中国

项目介绍 为了开发与大型先进压水堆相关传热关键部件设计及工况评价相适应的换热公式，国内首次开展了大型三代先进压水堆非能动余热排出热交换器及自动降压系统蒸汽喷放特性研究，阐明其传热、传质机理，解决了三代先进压水堆大容积水箱内特殊设备设计计算缺少适用传热计算公式与理论模型的重大难题，大大丰富了三代先进压水堆大容积水箱的设计理论，并解决了实际工程问题，达到国际同类研究的先进水平，具有良好的社会和经济效益。 主要科技创新 第三代大型先进压水堆 AP1000、CAP1400、华龙一号等普遍设置非能动余热排出系统，采用大容积高位水箱作为吸收余热的重要部件。大容积水箱内设置非能动余热排出热交换器（PRHR HX），能够在事故情况下非能动地将反应堆堆芯或安全壳内热量排出；部分堆型设置自动降压系统（ADS），通过高温高压蒸汽的喷放冷凝，实现一回路的快速降温、降压。在这一余热排出过程中，PRHR HX 传热系数及 ADS 异形、多孔蒸汽喷放直接接触式冷凝传热传质速率直接决定其余热排出的效果，然而，目前还没有成熟的专用设计公式和传热模型用于此类新型特殊设计部件的传热特性评价。基于此，本研究主要科技创新包括： 1、基于自主开发的模化分析方法，国际首次建立大型先进压水堆大容积水池及其关键部件分离效应整体缩比模型，更真实地模拟非能动余热排出热交换器、自动降压系统关键传热、传质过程，阐明其关键传热机理，国内首次建立一套针对大型先进压水堆非能动冷却系统关键部件的传热模型。 2、非能动余热排出热交换器实验与西屋公司细长空间内的传统 PRHR 三管束直管实验不同，本研究采用了多管束、与原型形式一致的 C 型换热器，所建立的传热关系式，考虑了特殊形式 C 型热交换器在大空间内换热过程中流体、气泡的流动、搅混行为等关键因素，与传统计算公式相比，更能反映原型 PRHR HX 的实际运行条件。建立了一套适用于非能动余热排出热交换器的传热模型，并已成功应用于我国具有自主知识产权的第三代先进压水堆 CAP1400、华龙一号非能动余热排出 C 型热交换器的设计评价，证明了其非能动余热排出热交换器具有充分的设计余量。另外，该实验数据用于中-德国际合作项目 THAI 的实验数据交换，为我国节省了大量实验数据购置费用，产生显著的社会与经济效益。 3、自动降压系统喷放传热传质实验针对 ADS 1-3 原型缩比喷射器复杂结构、多喷孔情况下的蒸汽喷放冷凝特性进行实验研究，明确其传热、传质机理，建立了集总蒸汽喷放直接接触式冷凝换热理论模型，更精确地实现了异形、多孔复杂喷放条件下集总换热系数计算，发表多篇国际、国内高水平学术论文。本研究成果具有自主知识产权，已获得 4 项发明专利授权，4 项实用新型专利授权，4 项软件著作权授权，发表论文二十余篇，其中 SCI 检索论文 9 篇，EI 检索论文 10 篇，学术成果获得国际核工程核心 SCI 期刊 NED主编 *** 教授的高度评价。该成果通过中国核能行业协会鉴定（核协鉴字[2018]第 060 号），鉴定委员会一致认定：该成果达到国际同类研究的先进水平，具有良好的社会和经济效益。
本课题主要应用情况包括： 1、上海核工程研究设计院应用本成果，对我国自主设计研发的三代先进核电站 CAP1400 压水堆非能动余热排出热交换器的换热性能进行了校核计算。校核结果表明，应用华北电力大学提出的传热模型后，非能动余热排出热交换器具有更高的换热能力，从而证明了原设计具有充分的设计安全余量。 2、中国核动力研究设计院应用本成果，对我国自主设计研发的三代先进核电站“华龙一号”压水堆二次侧非能动余热排出热交换器的工程设计、验证进行了校核计算，证明了原设计具有充分的安全余量，具有重要的社会效益； 3、非能动余热排出热交换器实验数据用于德国联邦经济事务和能源部资助的国际合作项目 THAI 贝克科技（BEKER TECHNOLOGIES）的实验数据交换，获得 10 组安全壳热工水力学整体实验数据，为我国节省大量实验数据购置经费，产生的可观的经济效益，是本成果在世界范围内的重要推广应用，具有重要的社会价值。 本研究国内首次建立一套针对大型先进压水堆非能动冷却系统关键部件的传热模型，且进行了有效的工程推广与应用，并且在第三代大型先进压水堆非能动安全系统及关键传热、传质设备的设计、验证、优化等方面，具有广阔的推广前景。