非能动余热排出系统的应用价值
PRS换热器的制造难点及原因分析
S c ie nc e &T e c hno lo g y V is io n 0引言非能动余热排出系统是为了确保核电安全而特别设置的先进系统，其作用是利用系统工质的自然循环特性,在不施加外部动力的情况下,在较长的摘要非能动余热排出系统是第三代先进压水反应堆核电厂的特征之一,其作用是利用系统工质的自然循环特性,在不施加外部动力的情况下,在较长的时间内直接或间接地对反应堆堆芯进行冷却,以保证反应堆的安全。
非能动余热排出系统换热器（PRS 换热器）是自主三代核电“华龙一号”机组非能动余热排出系统中最关键的设备，其工作性能及制造质量对非能动余热排出系统的安全运行有着重要的影响。
本文对华龙一号示范工程PRS 换热器制造中出现的问题进行了归纳总结，结合原因分析了PRS 换热器在制造过程中需关注的方向，为华龙一号后续机组PRS 换热器的制造及设计提供参考。
关键词PRS 换热器；制造难点中图分类号:TK172文献标识码:ADOI ：10.19694/ki.issn2095-2457.2020.13.13PRS 换热器的制造难点及原因分析袁宏谈国伟何戈宁李磊李冬慧Abstract Thepassivewasteheatremovalsystemisoneofthecharacteristics of the third generation of advanced pressurized waterreactor nuclear power plants.Its function is to use the natural circulation characteristics of the system working medium to directly orindirectlycoolthereactorcorefora longtimewithoutapplying external power to ensure the safety of the reactor.PRS heat exchanger is the most critical equipment in the passive heat exchanger system of HPR1000,the third generation of independentnuclear power plant.Its performance and manufacturing quality have an important influence on the safe operation of the passiveheat exchanger system.This paper summarizes the problems in themanufacturingof PRSheatexchanger ofHPR1000demonstrationproject ,and analyzes thedirections tobepaidattention to in the manufacturing process of PRS heat exchanger ,so as to provide references for the manufacturing and design of PRS heat exchanger of HPR1000subsequent units.Key wordPRS heat exchanger ;Manufacturing difficulty袁宏1993.08—/女/汉族/四川乐山人/中国核动力研究设计院/研究生/助理工程师/设备设计/主要复杂PRS 换热器设计/中国核动力研究设计院<核反应堆系统设计技术重点实验室>(成都610213)谈国伟中国核动力研究设计院<核反应堆系统设计技术重点实验室>(成都610213)何戈宁中国核动力研究设计院<核反应堆系统设计技术重点实验室>(成都610213)李磊中国核动力研究设计院<核反应堆系统设计技术重点实验室>(成都610213)李冬慧中国核动力研究设计院<核反应堆系统设计技术重点实验室>(成都610213)37. All Rights Reserved.202013/307时间内直接或间接地对反应堆堆芯进行冷却,以保证反应堆的安全。
AP1000非能动核电站技术简介
AP1000 设计目标
1、在 600 MWe 的基础上提高电厂的功率以降低成本； 2、在核电站批量建造后，建造成本降到 $900-1000/千瓦，以获得在美 国电力市场的竞争能力； 3、保持 AP600 的目标和设计细节； 4、在 AP600开发研究的成果 “框架” 内增加功率/容量； 5、保持“成熟设备”的可信度； 6、保持成本估计,建造进度和模块化建造等方面的原有基础； 7、保持 AP600 的安全执照许可证基础； 8、满足美国核安全管理委员会对“先进的非能动安全系统核电厂”的 要求； 9、接受 AP600 政策质询。
AP1000堆芯燃料管理
首炉堆芯燃料装载
●先进燃料装载方式（续） ➣ D，E和F区的燃料棒二端各有 203.2mm的低富集度区,以提 高燃料的有效利用。此外，E 和F高富集度区燃料组件内的 燃料棒有4种不同富集度，以 展平组件内功率分布。作为 例子，左图为E区燃料组件内 4种富集度燃料棒和可燃毒物 在组件内的布置。 ➣由于先进燃料装载技术以及用 WABA可燃毒物代替硼玻璃， 与传统的三区装载方式相比, 首炉堆芯的燃料成本将节约 6%。
Fit Data AP1000 $10.4
$10.2
$10.0
$9.8
$9.6
$9.4
$9.2
➣ AP1000采用 18个月长周 期平衡换料,相对年换 料制(12个月换料),电 厂的可利用率提高约 3.5%，并且由于换料次 数的减少，降低了电厂 运行人员的放射性辐照 剂量。 ➣ AP1000堆芯平均卸料达 到50 GWD/MTU的高燃耗。 目前运行压水堆的平均 卸料燃耗一般为3340GWD/MTU。由于燃料 的发电成本随燃耗加深 而降低（见左图），所 以采用高燃耗管理策略 可降低燃料的发电成本，
一体化先进堆全厂断电事故下非能动余热排出系统能力分析
可用于各种瞬态和失水事故（Ｏ Ａ 的计算分析 ， Ｌ Ｃ）
收 稿 日期 ：２０ －１２ ；修 回 日期 ：２ ０．７０ ０７Ｏ ．７ ０７０—３
维普资讯
沈
瑾等 ：一体化先进堆全厂断电事故下非 能动余热排 出系统能力分析
８ ｌ
冷却 １８ ／）
票 划换 箱 熊
Ｐ ｗｅ ａ ｔ ａ ｓｖ ｓｄ ａ ｏ ｒ Ｐｌｎ ｓ ｉ ｅＲｅ ｉ ｕ ｌ Ｐ
表 １ Ｃ Ｐ设计主参数 １
参 数 名 称
Ｔ ｂ ｅ ｛｛ａｎ Ｄｅ ｉ ｎ Ｐ ａ ｅｅ ｓｆ ｒ ｎ ｅ ｒ ｌ ｖ ｃ ｄ Ｒｅ ｃ ｏ ａ ｌ 至 ｉ ｓｇ ａ ｍ ｔ ｒ ｏ ｔｇ ａ １ Ｍ ｒ Ｉ Ａｄ ａ ｅ ａ ｔ ｒ ｎ 急
余
隔 碉 系 Ｄ
数
值
参
数
名
称
数
值
堆芯 额 定输 出热功 率 ＾ ，
９０ ０ ｌ５０ ６０
反应堆 冷却 剂 系统环 路数 燃 料组 件数 平 衡换 料富 集度 ， ％ 给水 温度／ ℃
直流式蒸汽发生器全部内置在压力容器内的一体
２ Ｇ Ｐ非能动余热排出系统描述 Ｉ
ＣＰ 采用球形钢制安全壳 ；反应堆～回路 系 Ｉ 统采用一体化布置（ １ 反应堆的专设安全系统 图 ） 。
主要包括 ：①非能动余热排 出系统 ；②应急硼注 入系统 ；③ 自动卸压系统 ；④非能动堆芯补水系 统 ；⑤非能动安全壳抑压系统 ；⑥反应堆（ 容器） 超压保护系统。其中，非能动余热排出系统连接
（ Ｉ）Ｊ Ｉ Ｓｔ Ｒ Ｉ 非能动专设安全系统的设计 ， 以简化安全 系统并提高电厂安全系统运行的可靠性。ＩＩ 是 ＲＳ 美国能源部委托美国西屋公 司负责开发的中等规
非能动余热排出系统的应用价值
非能动余热排出系统的应用价值1. 介绍非能动余热指的是产生在工业过程中的废热，它是生产过程中未被充分利用的热能。
传统上，工业生产中的余热被简单地排放到大气中，造成了巨大的能源浪费和环境污染。
然而，随着能源资源的日益紧缺和环境保护意识的增强，对于非能动余热的回收利用变得越来越重要。
2. 非能动余热排出系统的定义及组成非能动余热排出系统指的是一种将工业生产过程中产生的非能动余热进行有效回收和利用的系统。
它通常由以下几个组成部分构成： - 余热回收装置：用于收集和传输非能动余热的装置，例如余热回收器、余热管道等。
- 热能转换装置：用于将收集到的非能动余热转化为可用的能源形式，例如余热锅炉、发电机组等。
-能量传输装置：用于将转换后的能量输送到需要的地方，例如热水管道、电力线路等。
- 监测和控制装置：用于实时监测和控制非能动余热排出系统的运行情况，例如传感器、控制器等。
3. 非能动余热排出系统的应用价值3.1 资源节约非能动余热排出系统的应用可以大大节约能源资源的消耗。
传统上，大量的非能动余热被直接排放到大气中，造成了能源的巨大浪费。
而通过利用非能动余热排出系统，可以将这些废热转化为有用的能源形式，减少对传统能源的需求，实现资源的有效利用。
3.2 环境保护非能动余热排放到大气中会造成环境污染和温室气体的排放。
而应用非能动余热排出系统可以将这些废热进行有效的回收和利用，减少对大气的污染，降低温室气体的排放量，对环境保护起到积极的作用。
3.3 经济效益非能动余热排出系统的应用也可以带来可观的经济效益。
通过回收和利用非能动余热，可以减少对传统能源的需求，降低能源成本。
同时，转化和利用非能动余热也可以产生一定的经济收益，例如通过余热发电可以实现能源的自给自足，减少能源采购成本。
4. 非能动余热排出系统的应用案例4.1 余热发电系统通过余热发电系统将非能动余热转化为电能。
该系统中，余热被用作发电机组的热源，通过蒸汽或热水驱动发电机发电。
模块式高温气冷堆非能动余热排出系统分析与研究
ｃ ｅ ｅ ｔ ｍ ｐｅ ａ ｕ ｅ ｗａ ｍ ｅ ｉａ ｌ ｓｍｕｌ ｔ ｄ． Ｔｈｅ ｅ ｕｌｓ ｈｏ ｔ ｔ ｈｅ ｉ ｒｔ ｅ ｒ ｔ ｒ ｓ ｎｕ ｒｃ ｌｙ ｉ ａｅ ｒ ｓ ｔ ｓ ｗ ｈａ ｔ ｈ ｇｈｅ ｔ ｏｎ ｓ ｃ —
ｃ ｅ ｅ ｔ ｍ ｐｅ ａ ｕ ｅ ｉ ｃ ｅ ｔ ｂｌ． ｒ ｔ ｅ ｒ ｔ ｒ ｓａ ｃ ｐ ａ ｅ
李晓 吴 伟， 莘馨， 丽 何 张 ， 树延
（ 华 大 学 核能 与新 能 源 技 术 研 究 院 ， 京 １０ ８ ） 清 北 ０ ０ ４
摘 要 ： 能 动 的余 热 排 出系 统 是 高温 气 冷 堆 固有 安 全 性 的重 要 体 现 之 一 。本 文 介 绍 了模 块 式 高 温 气 冷 非
中 图分 类 号 ： Ｌ ３ Ｔ ３４ 文献标志码 ： Ａ 文 章 编 号 ：０ ０６ ３ （０ １ ０—７ ００ １０ —９ １２ １ ）７０ ａ ｍ ｏ ａ ｙ ｔ ｍ ｌ ｓｓ ｏ ｓ ｉ ｅ Ｒｅ ｉ ｕ ｌＨｅ ｔＲｅ ｖ ｌＳ ｓ ｅ
Ｋｅ ｒ ｓ ｙ ｗｏ ｄ ：ｈｉ ｈ ｔ ｍｐ ｒ ｔ ｅｇａ — ｏ ｌ ｄ ｒ ａ ｔ ；ｒ ｓｄｕ ｌｈｅ ｔｒ ｍｏ ａ ；ｎｕ ｒｃ ｌｓ ｍｕ ｇ ｅ ｅ ａ ｕｒ ｓ ｃ ｏ ｅ ｅ ｃ ｏｒ ｅ ｉ ａ ａ ｅ ｖ ｌ ｍｅ ｉａ ｉ — ｌｔｏ ａ ｉ ｎ；ｔ ｍｐｅ ａ ｕｒ ｉ ｌ ｅ ｒ ｔ ｅ ｆｅ ｄ
余热回收的应用案例有哪些？
余热回收的应用案例有哪些？一、工业领域在工业领域，余热回收可以用于提高生产效率，降低能耗，减少环境污染。
以下是几个常见的应用案例：1. 钢铁行业：钢铁生产过程中会产生大量的高温烟气和废热，利用余热回收技术可以将这些废热用于发电或供热，从而提高能源利用效率。
2. 石化行业：石化过程中会产生大量的热能，通过余热回收系统，可以将这些热能转化为电能或用作供热，降低生产成本，减少环境污染。
3. 纸浆造纸行业：纸浆造纸过程中会产生大量的废热和废水，利用余热回收系统可以将这些废热用于供热或蒸汽发生器，实现能源的再利用，提高能源效率。
二、建筑领域在建筑领域，余热回收可以实现能源的节约和循环利用，以下是几个典型应用案例：1. 暖通空调系统：在中央空调系统中，空调冷凝器会产生大量余热，通过余热回收技术，可以将这些余热用于供暖、热水等方面，减少能源消耗。
2. 混凝土暖房：利用太阳能或地下热能预热混凝土墙板，在夜间或阴雨天通过余热回收技术释放热能，实现冬季保温和夏季散热的双重效果。
三、交通运输领域在交通运输领域，余热回收可以提高能源利用效率，减少尾气排放，以下是几个应用案例：1. 船舶：船舶发动机产生的废热可以利用余热回收技术，转化为动力用于推进船舶，从而减少燃油消耗和减少排放。
2. 汽车：汽车发动机也会产生大量的废热，通过余热回收技术，可以将这些废热用于发电、提供车内供暖或冷却系统，实现能源的节约和减少尾气排放。
综上所述，余热回收在工业、建筑和交通运输领域都有着广泛的应用。
通过利用余热回收技术，可以实现能源的节约、环境保护和可持续发展，对于实现绿色低碳的未来具有重要意义。
我们应该进一步推广和应用这项技术，为可持续发展作出贡献。
余热回收利用报告
余热回收利用报告一、引言余热是指工业生产及其他生活过程中产生的废热能量。
传统上，大部分余热被直接释放到大气中，造成了能源的浪费以及对环境的污染。
因此，将余热回收利用成为了一种节能减排的重要手段。
本报告旨在探讨余热回收利用的重要性、方法以及潜在的经济和环境效益。
二、余热回收利用的意义1.节约能源：余热回收利用可以减少对传统能源的依赖，最大限度地节约能源消耗。
2.减少碳排放：通过余热回收利用，可以降低碳排放量，减少对大气的污染，为环境保护做出贡献。
3.提高能源利用效率：余热回收利用可以提高能源的利用效率，将废弃的热能转化为可再利用的能源，减少资源浪费。
三、余热回收利用的方法1.蒸汽回收：在工业生产中，往往会产生大量的高温高压蒸汽，可以通过余热回收装置将其回收利用于其他流程中。
2.热水回收：在建筑物、洗涤、加热等领域中，通过热水余热回收系统可以将废水中的热能回收利用于锅炉供暖、洗涤水加热等。
3.废气余热回收：通过燃烧过程中产生的废气余热回收装置，将废气中的热能回收利用于其他工艺中，如发电、供暖等。
4.高温烟气余热回收：工业燃烧炉中产生的高温烟气可以通过余热回收设备进行回收利用，提供给其他生产过程中所需的热能。
四、余热回收利用的潜在效益1.经济效益：通过余热回收利用，可以降低生产成本，节约能源开支，提高企业的经济效益。
2.环境效益：余热回收利用可以减少碳排放，改善空气质量，减少对环境的污染。
3.资源效益：通过余热回收利用，可以最大限度地利用和保护资源，减少资源浪费和不可再生能源的消耗。
4.可持续发展：余热回收利用是可持续发展的重要举措，有助于实现经济、环境和社会的协调发展。
五、余热回收利用的推广和应用1.政府支持：政府可以出台相关政策措施，鼓励企事业单位进行余热回收利用，并给予相应的财政和税收支持。
2.技术创新：加大对余热回收利用技术的研发力度，提高其应用效果和经济性。
3.宣传推广：通过举办专业会议、培训班和展览等形式，加强对余热回收利用的宣传推广，提高企业和公众的认识和意识。
非能动余热排除系统工作机理
非能动余热排除系统工作机理
非能动余热排除系统的工作机理基于热力学原理和传热学原理，利用传热的方式将废热或余热从目标物体或系统中排出，以达到能源利用的目的。
具体来说，非能动余热排除系统主要包括传热介质、传热器和余热源等组成部分。
传热介质（如水、空气等）通过传热器与余热源接触，吸收废热或余热。
传热器通常由管子或板垫等构成，通过液体或气体循环输送传热介质，使其在传热面与余热源接触时进行传热交换，从而将余热传递给传热介质。
然后，传热介质带着释放的余热在传热系统内部流动，将其带到排放系统中。
排放系统会将废热或余热排放到大气中或经过其他处理方式实现废热资源的再利用。
总之，非能动余热排除系统利用传热原理有效地回收和利用了废热或余热，减少了能源浪费，提高了能源利用效率。
全厂断电事故时TACR-1000非能动慢化剂余热排出系统排热能力研究
收稿 日期 ：２０ ．６０ ；修 回 日期 ：２ ０—００ ０ ７０—８ ０７ １－９
维普资讯
ｌ８ １
核 动 力 工 程 表 ｌ 系统名称 与模 型对照表
名
排 管容 器 重 水 管道 上升 段 重 水管 道 下降段 重 水． 水换热 器 外管 道 轻
Ｔ Ｃ １０ Ａ Ｒ．０ ０的 Ｐ ＨＲＳ在 全 厂 断 电事 故 工况 下 ＭＲ 的排热 能 力进 行 了模 拟 分析 ，结果 表 明了该 设 计
的可行 性 。
图 １ ＭＣ Ｓ和 Ｐ ＨＲＳ系统结构 图 ＭＲ
Ｆ ｇ １ Ｓ ｒ ｃｕ ａ ａ ｒ ｍ ｏ ＣＳ ａ ｄ Ｐ ＲＨＲＳ ｉ， ｔｕ ｔｒ ｌ Ｄｉ ｇ ａ ｆ ｒ Ｍ ｎ Ｍ
２ 慢 化 剂 系统
在Ｔ Ｃ Ａ Ｒ中，慢化剂系统包括慢化剂冷却 系 统（ ＭＣＳ Ｍｏｅａ ｒＣ ｏｉｇ Ｓ ｓ ｍ） 非能 动 ｄｒｔ ｏ ｌ ｙｔ 和 ｏ ｎ ｅ 慢化剂余热排 出系统 Ｐ Ｈ Ｓ 慢化剂冷却系统 ＭＲ Ｒ 。 的作用是将反应堆正常运行工况下慢化剂中的低 品质热传输到最终热 阱——海水中。该系统 由反 应堆重水慢化剂 自然循环 回路 （ 以下简称 重水 回 路） 、能动轻水 回路和能动海水 回路组成（ １ 图 ） 。 正 常工 况下 ，重 水 回路 把慢 化 剂 中 的低 品质 热通 过重水． 轻水换热器传递到能动轻水 回路 中， 然后 轻水 中的热量再通 过轻水． 海水换热器传递到能
Ｐ ＵＭ Ｐ１ Ｐ ． ＵＭ ／ ￣
Ｔ ｅｍａ．ｙｒｕｉ Ｎｅ ｒ ａ ｓ ） 序 模 拟 分 ｈｒ １ ｄａｌ ｔ ｋ Ａｎｌ ｉ 程 ｈ ｃ ｗｏ ｙｓ
析慢化剂系统 。Ｃ Ｔ Ｅ Ａ 程序是一个一维 、两 Ａ ＨＮ 流体模型热工水力系统分析程序 ，用于分析管 网 中的两相流和传热 。 目 前主要应用于 Ｃ Ｎ Ｕ堆 Ａ Ｄ 的事故 分析 和 辅助 设计 。
AP1000非能动余热排出热交换器导热能力分析
图1 PRHR HX 自然循环示意图
热交换器中的压力与反应堆冷却剂系统（RCS）压 力相同，以防止在热交换器最初启动时发生水锤现 象，热交换器中的水温与 IRWST 中的水温相同， 这样在电厂运行期间就可以建立并保持自然循环驱 动压头。
IRWST 的 位 置 高 于 反 应 堆，PRHR HX 入 口 管 线 与 RCS 1环 路 的 主 管 道 热 段 相 连 接， 入 口 管 路上装有一个常开的电动阀。出口管线与蒸汽发生 器（SG）冷段腔室相连接，出口管线上有两个并联 常关气动阀。反应堆正常运行时，一旦收到安全驱 动信号，出口管路上的两个气动阀自动打开。由于 PRHR HX 和反应堆之间存在着位差和温差，因此 气动阀打开后即产生反应堆冷却剂的自然循环流， 其方向与主泵产生的强制流方向相同。主泵脱扣前， 主泵能同时为 PRHR HX 提供强制流。主泵停止后 反应堆的衰变热继续由自然循环方式传至换料水箱。
AP1000 PRHR HX 自 然 循 环 试 验 验 证 了 PRHR HX 触发后在自然循环工况下带走堆芯衰变 热的能力，本文通过分析试验方法及试验过程中的 电厂数据，包括 PRHR HX 入口、出口温度，流道 压力、流量等参数，共421组试验数据（总时长7分 钟，间隔1秒），计算结果表明，PRHR HX 具有足 够的导热能力，大于设计预期，能带走堆芯衰变热。
试验方法充分考虑了试验目的的需要，利用堆 芯衰变热验证 PRHR HX 的导热能力，具有可行性， 并从电厂安全角度确保了机组状态可控，以及在执 行性上具有可操作性。
4 PRHR HX 换热量计算和分析
3 PRHR HX 自然循环试验方法评估与分析 3.1 试验简介
试验目的在于验证在正常运行温度下非能动余 热排出热交换器（PRHR HX）可以依靠自然循环排 出堆芯裂变产物衰变热的能力。先决条件是机组满 功率正常运行。
非能动余热排出技术
ｓ ｔ ｙｓｅｍ ．
Ｋｅ ｒ ｓ： ｒ ａ ｔ ｒ； ｔ ｒ ｌ ｃ ｒ ｕ ａ ｉ ｇ； ａ ｓｖ ｅ ｉ ｕ ｌｈ ａ ｅ ｖ ｌ ｓ ｓ ｅ ｙ ｗｏ ｄ ｅ ｃ ｏ ｎａ ｕ ａ ｉｃ ｌ ｔ ｎ ｐ ｓ ｉ ｅ ｒ ｓｄ ａ ｅ ｔ ｒ ｍｏ ａ ｙ ｔ ｍ
第３ ３卷 第 ６期
２１ ０ １年 ６ 月
舰
船
科
学
技
术
Ｖｏ ． ３，Ｎｏ ６ １３ ．
Ｓ Ｐ Ｓ ＥＮＣＥ ＨＩ ＣＩ ＡＮＤ ＴＥＣＨ ＮＯＬ ＯＧＹ
Ｊｎ ｕ ．，２ １ ０１
非能 动余 热 排 出技术
李原 生
（ 国舰 船 研 究 院 ， 京 １０ ９ ） 中 北 ０ １２
Ａｐｐ ｉ ａ ｉ ｎ ｏ ｓ ｉ ｅ ａ ｔ ｒ ａ ｉｃ ｒ ｅ ｔ ｃ ｎｉａ ｌｃ ｔｏ ｆｐａ ｓｖ ｆｅ ｈｅ ｔｄ ｓ ｈａ ｇ ｅ ｈ ｃ ｌ
Ｌ１ Ｙｕａ — ｈｅ ｇ ｎｓ ｎ
（ ｈｎ ｈｐＲｅｅ ｒｈ ａ ｄ Ｄ ｖ ｌｐ ｎ ａ ｅ ， ｅ ｉｇ １ ０ Ｃ ｉａ Ｃ ｉａ Ｓ ｉ ｓａｃ ｎ ｅ ｅｏ ｍｅ ｔＡｃ ｄ ｍｙ Ｂ ｉ ｎ ２， ｈｎ ） ｊ ０１ ９
出 ， 保反 应堆安 全 。 确
在 短期 内无法 评估 ， 影响 是长期 的 。这 次核事 故与美 国三哩 岛及苏联 的切 尔诺 贝利核 事故一再 提 醒人们 ， 核能 的利 用 是 把 双 刃 剑 。核 能 清 洁 、 高效 、 济 、 经 环
余热 排出系统 分 为 能动 余热 排 出 系统 和非 能 动 余热 排出 系统 ２大类 。二 者 的 区别是 能 动余 热 排 出 系统必 须依靠外 部 电源 ， 而非 能动余热 排出 系统不 需
华龙一号二次侧非能动余热排出系统与事故应对策略
华龙一号二次侧非能动余热排出系统与事故应对策略华龙一号是我国借鉴国际三代核电先进理念，吸收福岛核事故经验，采用国际最高标准自主研发设计的三代核电机型，拥有自主知识产权。
其主要设计思想是采用能动与非能动相结合的安全系统，从而降低CDF（堆芯损坏概率）和LRF（大量放射性物质释放至环境概率）值，满足三代核电设计标准。
本文主要介绍华龙一号二次侧非能动余热排出系统（PRS）及事故应对策略。
二.二次侧非能动余热排出系统（PRS）二次侧非能动余热导出系统（PRS，图一）是在发生全厂失电且辅助给水系统汽动泵失效情况下，通过蒸汽发生器导出堆芯余热和反应堆冷却剂系统设备储热，在72小时内将反应堆维持在安全状态。
PRS系统设置三个系列，分别对应三台蒸汽发生器，每个系列包括一个换热水箱，一台应急余热排出冷却器，两台应急补水箱和电动阀门组成。
事故情况下，该系统投入，蒸汽发生器产生的蒸汽随着蒸汽管道进入应急余热排出冷却器管侧，将热量传递给换热水箱，随后蒸汽冷凝为水，流出应急余热冷却器，注入蒸汽发生器二次侧，在蒸汽发生器中加热后再变成蒸汽，随蒸汽管道进入冷却器，形成自然循环。
二次侧非能动余热排出系统通过蒸汽发生器将反应堆冷却剂中的热量传递到应急余热排出冷却器，然后传递给换热水箱中的水，进而通过换热水箱中水的蒸发将热量最终带出，维持反应堆的安全。
系统投入时，应急补水箱的电动隔离阀会自动开启，使应急补水箱中的水注入蒸汽发生器二次侧，补偿蒸汽发生器二次侧水位降低。
补水箱水位低时，补水箱上下游隔离阀自动关闭，防止蒸汽旁通进入补水箱。
图一二次侧非能动余热排出系统PRS系统可在下述两种事故工况下由自动信号触发动作：—全厂失电且汽动辅助给水泵故障，蒸汽发生器丧失全部给水。
—正常给水和启动给水系统丧失，随后辅助给水系统启动失效。
PRS系统自动启动信号为：—1台蒸汽发器水位低低出现8分钟，延时45s，或1台蒸汽发生器水位低低，且给水流量低，延时45s；—3台蒸汽发生器辅助给水流量低；—3台蒸汽发生器水位低三。
一体化压水堆非能动余热排出系统运行特性影响因素分析
优 化 了余 热 排 出 系统 的设 计 。采 用 以上 两 种 措 施 可 使 非 能 动 余 热 排 出 系统 在满 足结 构 和 安 全 的 前 提 下
具 有 较 大 的 余 热 排 出 能力 。
关 键 词 ： 体 化 压 水 堆 ； 能 动 余 热 排 出 系 统 ； Ｌ Ｓ ＭＯ ． 序 一 非 ＲＥ ＡＰ ／ Ｄ３４程
中 图分 类 号 ： ５ ＴＩ３ ３ 文献标志码 ： Ａ 文 章 编 号 ： ０ ０６ ３ （ ０ １ ０ — ０ ４０ １ ０ — ９ １ ２ １ ） １０ ３ ６
Ｔｈｅ ｍ ａ ＿ ｄ ａ ｌｃ Ｃｈ ｒ ｃ ｅ ｉｔｃ ｆ ｃ ｃ ｏ ｓ Ａｎ ｌ ｓ ｓ ｆ ｒ Ｐａ ｓ ｖ ｒ ｌＨｙ ｒ ｕ ｉ ａ ａ ｔ ｒｓ ｉ ｓＥｆ ｅ ｔＦａ ｔ ｒ ａ ｙ ｉ ｏ ｓ ｉ ｅ Ｒｅ ｉ ｕ ｌＨｅ ｔＲｅ ｏ ａ ｙ ｔ ｍ ｆ Ｉ ｅ ｒ ｌＰｒ ｓ ｕ ｉ ｅ ａ ｅ ａ ｔ ｒ ｓ ｄ ａ ａ ｍ ｖ ｌＳ ｓ ｅ ｏ ｎｔ ｇ ａ ｅ ｓ ｒ ｚ ｄ Ｗ ｔ ｒ Ｒｅ ｃ ｏ
ＤＡＩＳ ｏ — ａ ，Ｐ ｈ ｕ ｂ ｏ ＥＮＧ ｉ—ｕ Ｍ ｎｊ ｎ
（ ｌｅ ｅｏ ｃｅ ｒＳ ｉｎ ｅａ ｄ Ｔｅｈ ｏｏ ｙ，Ｈａ ｂｎＥｎ ｎｅ ｉｇ Ｕｎ ｖ ｒｉｙ，Ｈａ ｂｎ １ ０ ０ ，Ｃ ｉａ） Ｃｏｌｇ ｆ Ｎｕ ｌａ ｃｅ ｃ ｎ ｃ ｎ ｌｇ ｒ ｉ ｇｉｅｒｎ ｉｅ ｓｔ ｒｉ ５ ０ １ ｈ ｎ
ｒａｔｒ Ｉ Ｗ Ｒ ） Ｂ ａ ｓ ｏ ｈ Ｅ ５ ＭＯＤ ． ｏ ｅ ｈ ｈ ｒ ｌ ｙ ｒｕｉ ｅｃｏｓ（Ｐ ｓ ． ｙ ｍｅｎ ｆｔｅ Ｒ Ｉ ＡＰ ／ ３ ４ ｃ ｄ ．ｔ ｅ ｔｅｍａ— ｄ ａ ｌ ｈ ｃ
ｂｅ ｖ ｏ ｓ ｅ ｆ ｃ ａ ｔ ｒ ｈｅ ｓ ｔ ｍ ｒ ｎａ ｙ ｅ ｎｄ ｔ ｙ ｔ ｍ ｓ ｏ ｉ ｚ ｄ Ｔｈｅ ｈａ ｉ ｒ ｆｅ ｔｆ ｃ ｏ ｓｏｆｔ ｙｓ ｅ ｗｅ ｅ ａ ｌ ｚ ｄ ａ ｈｅ ｓ ｓ ｅ ｗａ ｐｔｍｉｅ ． ｎｕ ｅ ｉａ ｅ ｕ ｔ ｈｏ ｔ ｔｔ ｅ ｌｒ ｒ ｔ ｅ ｉ ａ ａ ｘ ｈ ｎｇ ｒ（ ＨＥ） ｈ ａ ｒ ｎｓ ｅ ｍ ｒｃ ｌｒ ｓ ｌｓ ｓ ｗ ｈａ ｈ ａ ｇｅ ｈｅ ｒ ｓｄｕ ｌｈｅ ｔｅ ｃ ａ ｅ Ｒ ｅ ｔｔａ ｆ ｒ ａ ｅ ｓ，ａ ｈｅｈｉ ｈｅ ｈｅｈｅ ｇ ｉｆ ｒ ｎｃ ｔ ｅ ｈｅ ｓ ｅ ｍ ｅ ｅ ａ ｏ ｎ ｈｅ ｒ ｓ ｄ － ｒ ａｉ ｎｄ ｔ ｇ ｒｔ ｉ ｈｔｄ ｆｅ ｅ ｅｂｅ ｗｅ ｎ ｔ ｔ ａ ｇ ｎ ｒ ｔ ｒａ ｄ ｔ ｅ ｉ ｕ ａ ｅ ｔｅ ｃ ａ ｅ ｓ，ｔ ａ ｉｒ ｔ ｓ ａ ｌｓ ｍ ｅ ｈ ａ ｕ ａ ｉｃ ａ ｉ ｎ ｉ ｈ ｈ ｒ ｌｈ ａ ｘ ｈ ｎｇ ｒｉ ｈｅ ｅ ｓ ｅ ｈｅ ｅ ｔ ｂ ｉｈ ｎｔｏｆｔ ｅ ｎ ｔ ｒ ｌｃｒ ｕｌ ｔｏ ｎ ｔ ｅ ｔ ｉｄ
模块化压水堆非能动余热排出技术应用概述
模块化压水堆非能动余热排出技术应用概述【摘要】模块化压水堆由于具有较高的固有安全性，而成为目前国际上核能动力的研发热点。
而具有高可靠性的非能动余热排出技术的使用是保障模块化压水堆固有安全性的重要手段。
本文通过简述国际上正在研发中的模块化压水堆非能动余热排出技术，研究各种堆型非能动余热排出系统的设计特点，并分析模块化压水堆非能动余热排出技术的应用前景。
【关键词】模块化压水堆；非能动余热排出系统；换热器0 引言为平衡安全性与经济性之间的矛盾，国际核能界相继提出了模块化压水堆的设计概念。
模块化设计有容量灵活，设计简单，运输方便，成本见效快等优点，可以广泛应用于发电、供热、海水淡化以及船用动力等方面，具有较高的经济性。
更重要的是，模块化压水堆可以简化布置，合并功能相同的部件，减少较大的压力容器贯穿，从而提高系统的安全性。
因此，模块化压水堆已经成为世界核动力装置的一个发展方向。
与此同时，模块化核动力装置非能动专设安全系统设计研究成为一个重要研究课题。
所谓非能动安全的思想是利用自然循环、蓄热、蒸发、热传导、重力驱动等一些简单但又从不失效的物理规律的作用，使反应堆发生事故以后不必过分依赖运行人员的准确及时的判断和外部能源的供给就能完成相应的安全功能。
在模块化压水堆设计中，为避免因全厂断电（包括可靠电源丧失）导致堆芯融化事故发生而设置的非能动余热排出系统，是非能动安全技术应用的典范。
本文选取当前比较有代表性的几种堆型非能动余热排出系统设计进行概述，分析各种设计方案的特点，为研究压水堆核动力装置非能动安全系统提供参考。
1 非能动余热排出系统方案简述1.1 美国IRIS应急余热排出系统IRIS是由西屋公司应美国能源部要求与英国、俄罗斯、美国、日本等九个国家的多个企业、研究机构和大学联合设计的，热功率为1000MW。
其非能动安全系统主要包括应急余热排出系统（EHRS）、自动卸压系统（ADS）和安全壳抑压系统（PSS）等[1-2]。
先进堆非能动余热排出系统应对全厂断电事故的能力分析
贮存箱（ ＷＳ ） ，提供相应 的中间热阱。热交 Ｉ Ｔ￣ Ｒ 换器的人 口通过三通连接到反应堆冷却剂系统的
热段 ，人 口管上布置有 １ 台常开电动隔离阀 ， 连
３ 限制准则和分析方法
全厂断电事故属于超设计基准事故，在本文 中考虑的限制准则为：事故后堆芯剩余释热能够 有效导出。 本文采用 Ｒ Ｌ Ｐ ／ Ｄ 程序对全厂 ＥＡ ５ ＭＯ ３
一
第三代核电站的标志性特征之一【。 ｌ ｊ 为掌握第三代核电站的核心技术 ，提高核电 技术竞争力 ，需要开展对核电站非能动专设安全 系统设计 的研究 。本文对中国核动力研究设计院 自主开发的先进堆非能动余热排出系统进行了分 析计算。
到相关动作信号后 自动投入 。 在全厂断电事故导致的冷却剂泵停运的瞬态 下 ，非能动余热排 出系统将在 自然循环的条件下 运行 ，一回路冷却剂通过非能动余热排出系统热 交换器从热段循环到过渡段 ，将热量从反应堆一 回路冷却剂系统传递到换料贮存箱 中的贮 存水 中。 与以往 Ａ ６ ０ Ｃ ０ 设计的接在二次侧 、空气冷却 的非能动余热排出系统不同 ，先进堆非能动余热 排出系统直接接在一回路系统上 ，并通过冷却剂 自然循环导热。因此 ，需要建立新 的计算模块进
先进堆采用 Ｃ －１０ Ｎ ００设计方案 ，为 ３环路 Ｐ
事
件
时 间／ ｓ
分散布置 ，主要设计参数见表 １ 。计算 中， 堆芯 功率峰因子 ＝ ．，热通道焓升因子 Ｆ Ｈ ． ２ ４ ＝１ 。 ６ 分析 中采用的主要参数见表 ２ 。
设计思想简洁新颖 ，能够极大地提高核电厂安全 系统运行的可靠性和经济性 。迄今为止 ，已经得
到世 界上许 多核 电发展 国家 的重 视 ，成 为 国际上
比主系统回路高 ， 以便提供一定的自然循环能力。 在正常运行条件下 ，非能动余热排出系统热
舰船核动力装置非能动余热排出系统运行特性
ｓ ａ ｅ ｅａ ｒ Ｓ ， ｈｃ ｅｕ ｅｔｅｎｔｒｌ ｉ ｕａｉ ｎｐｉ ａｙｌ ｐｓｓ ｍ ｈ ａ ｒｍ ｖｌ ｂｌｙ ｔ ｍ ｇｎ ｒｔ （ Ｇ） ｗ ｉｈｒ ｃ ａ ａ ｃ ｃ ｌ ｏ ｉ ｒ ｒ ｏ ｙｔ ｅｔ ｅ ｏ ａ ａｉｔ． ｅ ｏ ｄ ｈ ｕ ｒ ｔｎ ｍ ｏ ｅ ｉ
ｃｒ ｕ ａ ｉｎ． ｅ ｒ ｓ ｌｓ ｓ ｏ ｔ ａ ｅ ａｉ ｅ ｎ ｃ ｅ ｒ ｐ ｗｅ ａ ｔｌ ｓ ｆｏｆｉ ｏ ｒ ｈｅ ＰＲＨＲＳ ｏ ｈ ｉｃ ｌ ｔ ｏ Ｔｈ ｅ ｕ ｔ ｈ ｗ ｈ ｔｗｈ ｎ ｍ ｒｎ ｕ ｌａ ｏ ｒｐｌｎ ｏ ｓｏ ｆｓｔ ｐ ｗｅ ，ｔ ｅ ｆｔ ｅ
０ 引 言
日本 福 岛 核 电站 受 严 重 自然 灾 害 的 影 响 ， 生 发 了全厂 电源 丧失 事 故 ，由于 没 有 非 能 动余 热 排 出系 统 ，反应 堆堆 芯 衰 变 热 无 法 正 常排 出 ，导 致 燃 料 元 件过 热熔化 ，造 成 了严 重 的核 事 故 。 增 设 了非 能 动
热排 出 系 统 能 正 常投 人 运行 ，但 蒸 汽 发 生 器 ｕ 型管 内冷 却 剂 会 发 生 倒 流 ，降 低 了一 回路 主 系 统 的 自然 循 环 能 力 。
关 键 词 ： 非 能 动 余 热 排 出 系统 ；蒸 汽 发 生 器 ； 自然 循 环 ； Ｅ Ａ ５ ＭＯ ３ ２ Ｒ Ｌ Ｐ ／ Ｄ ． 中图 分类号 ： Ｔ ３４ Ｌ６ 文献 标识 码 ： Ａ 文 章 编 号 ： １ ７ — ６ ９ ２ １ ） ７ ０ ６ — ４ ｄ ｉ１ ． ４ ４ ｊｉ ｎ １７ － ６ ９ ２ １ ． ７ Ｏ ３ ６ ２ ７ ４ （０ ２ ０ － ０ ４ ０ ｏ ：０ ３ ０ ／．ｓ ． ６ ２ ７ ４ ． ０ ２ ０ ． １ ｓ
CPR1000与AP1000安全系统的差异性比较和分析
CPR1000与AP1000安全系统的差异性比较和分析苏晋【摘要】作为非能动设计的代表堆型——AP1000,其安全系统设计理念与传统核电站存在着很大的区别.本文从CPR1000堆型的安全注入系统以及AP1000的非能动堆芯冷却系统的系统组成、系统功能和系统运行几个方面着手,进行一个简要的介绍,在介绍的同时对比二者之间存在的差异,并对相应的差异进行比较分析,供核电专业技术人员参考.【期刊名称】《科技视界》【年(卷),期】2018(000)003【总页数】3页(P126-128)【关键词】CPR1000;AP1000;非能动堆芯冷却系统;安全注入系统;差异【作者】苏晋【作者单位】中核核电运行管理有限公司,浙江嘉兴 314300【正文语种】中文【中图分类】TG316核电厂的安全注入系统在发生LOCA及失控冷却等事故时对于保证堆芯冷却，带走衰变热量以及防止重返临界起着至关重要的作用。
美国西屋公司设计的第三代压水堆型AP1000中，其非能动堆芯冷却系统主要由非能动余热排出系统和非能动安全注入系统组成，在脱离了泵、风机等高安全级别的能动安全设备以及冗余的安全交流电源和通风、空调等能动支持系统的设计后，仅利用非能动系统部件的自然规律等实现安全功能。
在设计基准事故下，在事故后72小时内不需要操作员干预或无交流电源的情况下，非能动系统能保证堆芯冷却并维持安全壳的完整性，安全性能大幅提高。
而CPR1000机组的安全注入系统中的高压安注、低压安注分系统都设置了独立系列，由两列交流应急配电系统供电。
中压安注系统则由三个独立系列组成。
CPR1000堆型充分吸收了法国和德国多年核电设计建造和运行经验，有着丰富的运行经验，通过渐进式地模式改进安全设计，提高安全性和可靠性。
1 CPR1000安全注入系统概述1.1 系统组成RIS主要由高压安注子系统（HHSI）、低压安注子系统（LHSI）、中压安注子系统（安注箱注入子系统）、4%硼酸溶液再循环回路、水压试验子系统组成。
核电机组中非能动技术的应用和发展
核电机组中非能动技术的应用和发展发表时间：2017-12-23T20:22:47.353Z 来源：《电力设备》2017年第24期作者：刘伟陈樊王彬[导读] 摘要：近代工业数百年的发展历程，各类技术日新月异的飞速发展，给人类的生活带来了无限的便利，同时随着工业个体逐渐庞大起来，安全性在每个企业中的占比也逐步升高，特别是核电企业，安全就是企业的生命线，脱离了安全的核电企业也就是一副失去了灵魂的躯壳。
（山东核电有限公司 265100）摘要：近代工业数百年的发展历程，各类技术日新月异的飞速发展，给人类的生活带来了无限的便利，同时随着工业个体逐渐庞大起来，安全性在每个企业中的占比也逐步升高，特别是核电企业，安全就是企业的生命线，脱离了安全的核电企业也就是一副失去了灵魂的躯壳。
经历了近40年来核电史三大核事故之后，核安全被上升到一个顶级的高度，而在此过程中，非能动安全技术也应运而生，它让安全脱离了对电能的高度依赖，在机组发生故障时，能依靠诸如重力、自然对流、蓄压势能等自然现象来实现安全系统的功能。
当前正在我国建设的三代核电AP1000、EPR技术均使用了大量非能动安全系统，本文简单阐述了非能动技术的发展历史，同时深入探讨了核电机组之中的非能动技术的应用和发展。
关键词：核电机组；非能动技术；AP1000非能动技术做为现代工业先进技术之一，利用诸如重力、自然对流等自然现象实现其预定的功能，现在正在建设的诸如AP1000，EPR等先进的三代核电机组更是把非能动技术摆到一个前所未有的高度，它摆脱了事故情况下对电源的依赖，具有很高的固有安全性。
然而，三代核电机组虽然设计上较二代机组先进很多，安全性从理论分析上也高了一个数量级，但当前三代机组还没有一台正式商运，很多理论分析也待实践验证，因此，后续还需要技术人员根据机组运行和实验数据深入分析其特点，使得非能动的技术的应用能够越来越广泛、越来越完善。
1.非能动的技术发展历史1.1第一个阶段非能动的概念虽然由核电工业首先提出，但实际上其很早就存在于各种其它工业企业中，如：火力发电中的自然循环锅炉，就是利用了非能动技术中水和水蒸气的密度差在管道中循环而无需其它动力，而水电站更是利用抽水蓄能，利用上游蓄水的势能进行发电。
模块式高温气冷堆非能动余热排出系统分析与研究
模块式高温气冷堆非能动余热排出系统分析与研究李晓伟;吴莘馨;张丽;何树延【摘要】The passive residual heat removal system plays an important role for the inherent safety of high temperature gas-cooled reactor (HTGR). The thermal hydraulic calculation method for the residual heat removal system of HTGR was introduced. The operating temperatures of the residual heat removal system at different residual heat powers and different environmental temperatures were calculated. The containment concrete temperature was numerically simulated. The results show that the highest concrete temperature is acceptable.%非能动的余热排出系统是高温气冷堆固有安全性的重要体现之一.本文介绍了模块式高温气冷堆余热排出系统热工水力计算方法,并给出了不同工况、不同环境温度下余热排出系统的运行参数,为余热排出系统的设计和运行提供了参考.对事故工况下舱室混凝土温度分布进行了数值分析,结果表明混凝土最高温度低于安全限值.【期刊名称】《原子能科学技术》【年(卷),期】2011(045)007【总页数】6页(P790-795)【关键词】高温气冷堆;余热排出;数值计算;温度场【作者】李晓伟;吴莘馨;张丽;何树延【作者单位】清华大学核能与新能源技术研究院,北京100084;清华大学核能与新能源技术研究院,北京100084;清华大学核能与新能源技术研究院,北京100084;清华大学核能与新能源技术研究院,北京100084【正文语种】中文【中图分类】TL334模块式高温气冷堆是一种很有发展前景的先进核反应堆，具有固有安全性、系统简化、发电效率高、连续装卸燃料和模块化建造等特点［1］。
熔盐堆非能动余热排出系统设计与分析
反应堆的余热排出系统是核电站的重要系统之一,其可靠的运行直接关系到反应堆停堆后的安全。本文以熔盐堆的余热排出系统为研究对象,为其设计了空气冷却和水冷却两种方案,使其可以利用自然规律非能动的导出燃料衰变产生的热量。
在C++平台下,自主开发了适用于该非能动余热排出系统的分析程序,模拟计算了系统稳态情况下的运行特性。同时利用RELAP5程序对水冷非能动余热排出系统的运行特性进行了模拟分析。
通过计算得到了整个系统的运行特性,得到了系统压力、换热器换功率、熔盐温度等参数的变化规律。并利用程序进行了有关结构参数的敏感性分析。
为了延长系统内熔盐温度降低到凝固点的时间,对系统设计了调节过程,分别采用调节换热元件使用数量和风筒风门开度的方式。另外,使用RELAP5程序对水冷余热排出系统进行模拟分析,得到了系统的运行特性。
使用自主开发的C++程序计算,结果表明空冷和水冷两种方案均可以有效导出熔盐衰变产生的热量,满足系统设计要求。系统换热功率随着衰变功率降低而逐渐降低,自身具有一定的调节能力。
调整中间套管的外径可有效改变系统的流动能力以及换热能力,而改变气隙层宽度则影响不大。调整冷凝器换热管根数主要影响了系统压力,而冷凝回路高度的变化不能有效改变系统的流动能力以及换热能力。
当采用调节换热元件使用数量的方式调节排盐罐换热量时,可有效延长熔盐温度降低到凝固点的时间,而调整风门开度的方案不能实现此调节目标。根据RELAP5程序计算结果显示,系统运行的趋势与使用C++程序计算结果一致。
设计的系统利用自然循环原理工作,使正常停堆后在排盐罐内产生的衰变热最终依靠空气或水箱中的水导出。本文给出了系统回路的组成,并着重描述了主要设备的特点。
- 1、下载文档前请自行甄别文档内容的完整性，平台不提供额外的编辑、内容补充、找答案等附加服务。
- 2、"仅部分预览"的文档,不可在线预览部分如存在完整性等问题,可反馈申请退款(可完整预览的文档不适用该条件!)。
- 3、如文档侵犯您的权益，请联系客服反馈,我们会尽快为您处理(人工客服工作时间：9:00-18:30)。
非能动余热排出系统的应用价值
随着社会的不断发展，节能环保已经成为人们关注的重点之一。
在工业生产过程中，大量的能量被消耗，而其中的余热排放却被忽视了。
如果能够充分利用这些余热，不仅可以降低能源消耗，还能够保护环境，降低生产成本，提高经济效益。
在这里，我们将着重探讨以非能动余热排出系统的应用价值。
非能动余热排出系统是指通过非能动手段，即利用空气对流、水力能、重力能等自然力量使余热排出的系统。
这种系统不需要外界能源输入，只需利用自然力量，便能达到排出余热的目的。
在工业生产中，经常会有大量的余热产生，如果能够采用这种系统，就可以将这些余热有效地利用起来。
非能动余热排出系统的应用可以降低能源消耗。
在传统的余热排出系统中，需要消耗大量的能源才能将余热排出去。
而采用非能动余热排出系统，则可以不需要消耗额外的能源，只需要利用自然力量，便能将余热排出。
这样一来，不仅可以降低能源消耗，还能够大大节约成本。
非能动余热排出系统的应用还可以保护环境。
在传统的余热排出系统中，会产生大量的废气、废水等污染物，严重影响环境质量。
而采用非能动余热排出系统，则可以将这些污染物降到最低限度，保护环境。
非能动余热排出系统的应用还可以提高生产效率。
在传统的余热排出系统中，需要专门的设备进行处理，占用了大量的场地和设备。
而采用非能动余热排出系统，则可以不需要这些专门的设备，不仅可以节约场地，还可以提高生产效率。
非能动余热排出系统的应用还可以提高产品质量。
在传统的余热排出系统中，由于处理不当，会对产品质量产生一定影响。
而采用非能动余热排出系统，则可以保证产品质量，提高客户满意度。
非能动余热排出系统的应用具有非常广泛的价值。
它可以降低能源消耗，保护环境，提高生产效率和产品质量等多重优点。
在未来的工业生产中，我们应该更加重视这种系统的应用，努力将其推广到更多的领域中，为实现可持续发展做出更大的贡献。