高温气冷反应堆多头螺旋管式蒸汽发生器设计
小型模块式反应堆螺旋管蒸汽发生器设计和热工水力分析
多头螺旋管式蒸汽发生器的设计(研究生论文)
蒸汽发生器是高温气冷反应堆的主要设备之一。
高温反应堆产生的热量被氦气冷却剂吸收，在蒸汽发生器中传递给二次回路。
氦气自上而下流过发生器，水在外力作用下进入发生器并产生水蒸汽自下而上流过传热面管束。
蒸汽发生器的传热面由多头螺旋管组成。
螺旋管束有很多优点：它可以充分利用换热器的空间；没有急剧的弯曲，不会增加气或水侧的压力损耗，同时也简化了工艺，减少了焊点；对受热膨胀有很好的适应性；有很高的传热系数。
在很多工业领域中，螺旋管式热交换器都得到广泛的应用，它可适用于单相流体、蒸汽以及可压缩流体的流动。
螺旋管束可用于化学反应器、储藏罐和一些核反应发生器。
在大规模的能源动力系统中，它还可用作太阳能集电器的接受器。
多头螺旋管式换热器在换热面结构设计、传热和压降计算方面报道的文献较少。
本文从实际工程设计出发，对多头螺旋管式换热器的设计进行了研究，提出了多头螺旋管束受热面结构的设计方法，推荐了螺旋管内外的传热系数和压降的计算关系式。
根据所提出设计方法和螺旋管内外的传热系数和压降的计算关系式对260MW蒸汽发生器进行了设计计算。
(毕业设计网)Key Word:heat exchanger，heat transfer，pressure drop，helical coiled tubes本课题要完成的工作1、采用保持传热管的螺旋上升角和径向相对节距一定，通过调整螺旋盘管头数和轴向相对节距的方法来设计多头螺旋管束受热面结构。
2、推荐螺旋管内单项流体和汽水两相流体以及管外气体横向冲刷管束的换热系数计算关系式。
3、推荐螺旋管内单项流体和汽水两相流体以及管外气体横向冲刷管束的压降计算关系式。
4、根据以上设计和计算方法对260MW多头螺旋管式蒸汽发生器进行设计计算。
设计原则及基本工作原理蒸汽发生器是核动力装置中的重要设备，进行蒸汽发生器的方案设计与技术设计必须慎重，必须考虑其经济性、安全性和工作性能。
下面是有关经济性、安全可靠性的一些基本原则。
10MW高温堆蒸汽发生器螺旋盘管绕制工艺研究
2018年第2期时代农机TIMES AGRICULTURAL MACHINERY第45卷第2期Vol.45No.22018年2月Feb.2018基金项目：四川省科技支撑计划项目（2013GZ0044）。
作者简介：姚军（1963-），男，四川巴中人，讲师，主要研究方向：机械装备设计与制造。
10ＭＷ高温堆蒸汽发生器螺旋盘管绕制工艺研究姚军(,618000)摘要：蒸汽发生器螺旋管圈需要套装在一起或由多个小管屏经组合拼屏处理而成。
在管子接长和拼小管拼屏过程中，小管屏产生旁弯和变形，或因某种原因产生干涉或间隙较大，导致无法拼屏等现象，影响螺旋管圈的质量与生产效率，通过分析制造过程中的关键点，文章给出了解决方案并取得了成功，为同类产品的生产制造积累了经验。
关键词：螺旋管圈；绕机；组合拼屏；热校正；焊接10ＭＷ高温堆蒸发器螺旋管圈与常规的锅炉产品水冷壁管圈相比，在结构上有较大的差别。
螺旋管圈与其轴线方向呈一定螺旋倾角，它由多根管子在绕机上绕制而成，并有很高的圆柱度要求。
管圈直径有多档规格，每档管圈的直径有公差要求。
不同规格的螺旋管圈制作完后还需套装在一起或由多个小管屏经组合拼屏处理后才能完成；由于绕机的床身沿芯模轴线方向的移动重复性较差，造成产品尺寸偏差，在后一屏镶入前一屏时，产生干涉或间隙较大，导致无法拼屏；在管子接长和拼小管屏的过程中，小管屏在局部会产生旁弯和变形，如果旁弯和变形过大，在两个小管屏相互镶入的时候，导致镶入困难或无法镶入。
这些现象的存在已严重影响了螺旋管圈的质量与生产效率，文章给出了解决方案并取得了成功。
1绕机的基本结构与工作原理1.1绕机的基本结构及类型绕机是一种专门用来绕制螺旋盘管的设备，其基本结构由送料机构、床身、芯模和导轨等组成。
芯模为光模，根据直径大小分成2~3个部分，床身可以沿着圆弧导轨旋转，并且可以同时顺着模具轴线方向移动。
芯模的各个部分通过销子连接成一个刚性整体。
送料机构可以同时输送由两个管子构成的二管屏、三个管子构成的三管屏，现有绕机送料机构有6个送料管槽，最多可以同时输送6根管子，即六管屏。
螺旋管式直流蒸汽发生器建模仿真与控制
DOI: 10.11991/yykj.201912013螺旋管式直流蒸汽发生器建模仿真与控制张月1，郑明光1,2，马志才1，吴建邦21. 上海核工程研究设计院有限公司，上海 2002332. 上海交通大学 核科学与工程学院，上海 200240摘 要：为研究螺旋管式直流蒸汽发生器的控制仿真系统，本文基于流体质量、能量、动量守恒方程和移动边界理论，建立了螺旋式直流蒸汽发生器的动态模型。
模型采用集总参数法，将螺旋管抽象成单管，沿轴向分为过冷段、两相段和过热段。
以国际革新与安全反应堆(IRIS)为参考对象，进行了稳态和动态仿真实验。
为了保证蒸汽出口压力恒定，用蒸汽压力偏差信号和蒸汽流量信号对二次侧给水流量进行调节，基于PID 控制方法构建了蒸汽出口压力控制系统，并进行仿真验证。
结果表明：建立的模型正确有效，控制系统响应良好，仿真结果符合热工水力学机理分析规律。
关键词：螺旋管式；直流蒸汽发生器；集总参数；可移动边界；动态模型；国际革新与安全反应堆；仿真；PID 中图分类号：TL361 文献标志码：A 文章编号：1009−671X(2020)06−0071−07Dynamic modeling, simulation and control of helical coiledonce-through steam generatorZHANG Yue 1, ZHENG Mingguang 1,2, MA Zhicai 1, Wu Jianbang 21. Shanghai Nuclear Engineering Research & Design Institute Co., Ltd., Harbin 200233, China2. Shanghai Jiao Tong University, Shanghai 200240, ChinaAbstract : To study the control simulation system of the helical coiled once through steam generator, we developed the dynamic model based on the conservation of fluid mass, energy, momentum and moving-boundary. The lumped parameter model is handled with the single tube and is divided into three regions as subcooled, two-phase, and superheated. With the reference to International Reactor innovation and Secure (IRIS), steady-state and dynamic simulation tests were carried out in this paper. In order to keep the steam outlet pressure constant, we proposed to adjust the secondary feed water flow rate with steam pressure deviation signal and steam flow rate signal. The steam outlet pressure control system was constructed based on the PID control method and further verified by simulation. The results show that the established model is correct and effective, the response characteristics of the control system are good, and the simulation results conform to the analysis rule of thermal hydraulic mechanism.Keywords: helical coiled; once-through steam generator; lumped parameter; moving-boundary; dynamic model; IRIS;simulation; PID螺旋管式直流蒸汽发生器由于体积小、换热效率高等特性[1−2]，是一体化反应堆重要设备之一。
10MW高温气冷堆蒸汽发生器稳定性实验研究
#
实验结果及分析
本实验共进行下列 * 方面的实验：! "#$%!& 蒸汽发生器 (&/ 负荷工况稳定性验证实 验； " 出口蒸汽压力对稳定性影响实验； # 入 口过冷度对稳定性影响实验； $ 入口阻力对稳 定性影响实验； % 二次侧流量对稳定性影响实
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核动力工程
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验。 所有实验都以 "#$ 负荷工况为基准工况， 只调节某一参数进行实验，从而分析该参数对 稳定性的影响。每一实验工况都进行重复验 证，数据基本一致方可确认。实验中对总流 量、分管流量、蒸汽出口压力、蒸汽出口温度 的动态瞬时量进行跟踪测量。对稳定性的判 别，设定为各动态瞬时量波动振幅小于 ; "$ 则 为稳定工况，大于 ; ($ 则认为是不稳定工况， 振幅处于两者之间为边界状态。 笔者曾对 <=>?!# 蒸汽发生器密度波不稳定 性进行过分析 ，分析中采用俄罗斯 BC0DEF42G 等修正后的“蒸汽锅炉水力计算标准方法” @ ’ A ，
(&/ ，所以此次实验的主要任务是验证 (&/ 负 荷工况下， "#$%!& 蒸汽发生器两相流体流动的 稳定性，以便为 "#$%!& 控制模块的确定提供可 靠依据。除此之外，为了提供蒸汽发生器运行 参数的限值，本实验还对一些参数，如系统压 力、入口温度、质量流量等对稳定性的影响作 了敏感性实验研究。 试验采用固定流量，增加热负荷的方法进 行。选定某一工况，即蒸发管壳侧介质流量、 压力和管侧介质流量、压力、入口过冷度、入 口节流阻力，先增加预热器的热负荷，使试验 段入口工质温度达到选定的过冷度，稳定一段 时间后，开始增加试验段的热负荷。热负荷每 次增加一个小量，经过一段时间稳定后记录各 个数据。随着热负荷增加，如果不出现脉动， 就进行常规记录。如果出现脉动，则在常规记 录的同时进行瞬时记录，再根据动态模拟量的 记录，定性地判别不稳定状态的发生。增加热 负荷后引起各参数变化，扰动经过一段时间后 自动消失，系统为稳定的；增加热负荷后，各
高温气冷堆核动力厂蒸汽发生器传热管堵管导则
高温气冷堆核动力厂蒸汽发生器传热管堵管导则1. 导论高温气冷堆核动力厂作为一种新型的核电技术，其蒸汽发生器传热管堵管问题一直备受关注。
传热管堵管不仅会影响核电厂的运行效率，还可能对安全造成潜在威胁。
研究高温气冷堆核动力厂蒸汽发生器传热管堵管导则，对于提高核电厂的安全性和经济性具有重要意义。
2. 高温气冷堆核动力厂概述高温气冷堆核动力厂是一种利用氦气冷却剂和高温燃料颗粒的核电技术，具有高效率、安全性高等特点。
蒸汽发生器是其核电厂的重要部件，用于将核反应堆内的热量传递至汽轮机系统，从而产生电能。
3. 传热管堵管问题影响传热管堵管会导致蒸汽发生器传热效率下降，进而影响整个核电厂的发电效率。
堵管问题还可能导致气体侧的高温和压力异常，甚至引发严重事故。
减少传热管堵管对核电站的影响，至关重要。
4. 传热管堵管导则为应对高温气冷堆核动力厂蒸汽发生器传热管堵管问题，制定有效的导则至关重要。
传热管堵管导则应该包括对传热管材料、结构、清洗和维护等方面的要求，以保障核电厂的正常运行。
5. 个人观点和理解在我看来，制定针对高温气冷堆核动力厂蒸汽发生器传热管堵管问题的导则，需要全面考虑传热管的材料选择、结构设计、定期清洗和维护等多方面因素。
只有通过科学合理的导则，才能最大程度地减少传热管堵管对核电站的影响，保障核电厂的安全高效运行。
6. 总结高温气冷堆核动力厂蒸汽发生器传热管堵管问题一直备受关注，对核电站的安全性和经济性具有重要影响。
制定科学合理的传热管堵管导则对于保障核电厂的正常运行至关重要。
我深信，通过不断优化传热管的材料和结构设计，并加强定期清洗和维护，可以最大程度地减少传热管堵管对核电站的影响，确保其安全高效运行。
高温气冷堆核动力厂蒸汽发生器传热管堵管问题一直备受关注，对核电站的安全性和经济性具有重要影响。
制定科学合理的传热管堵管导则对于保障核电厂的正常运行至关重要。
在这篇文章中，我们将继续探讨高温气冷堆核动力厂蒸汽发生器传热管堵管问题，并围绕制定科学合理的导则展开讨论。
小型模块式反应堆螺旋管蒸汽发生器设计和热工水力分析
高温气冷反应堆多头螺旋管式蒸汽发生器设计
Fa ,eff
Fa Fb 2
当顺列布置时 Faeff Fa ，当规则错列布置时 Faeff Fb
东北电力内放热系数hi
1、无相变时的放热系数
Nu 0.023Re
0.85
传热管倾斜（螺旋上升角）修正系数 Fi
Fi cos
0.61
1 90 cos 1000 sin
/ 235
表示流体实际流动方向和与传热管垂直轴之间的夹角角度
角表示盘管中心线方向与流体的实际流动方向之间的夹角
2、局部阻力压降计算
单相流体
p jb1 jb
两相流体
2 0
( w) v 2
2
p jb2
w [1 x( 1)] 2
东北电力学院学士学位论文毕业答辩
螺旋管内外压降计算关系式
3、重位压降计算 单相流体
p zw1 gh
两相流体
pzw 2 hg zs hg[ (1 ) ]
东北电力学院学士学位论文毕业答辩
课题的工程背景
核反应堆的类型
根据用于慢化中子的材料，核反应堆分为轻水堆、重 水堆、石墨堆及有机介质堆。轻水堆是目前世界上应用最 广的堆型，又分为压水堆和沸水堆。高温气冷反应堆是取 代压水堆的又一新堆型。它采用氦气做冷却剂。目前只有 法国、俄罗斯、美国、日本、德国等少数国家拥有此种堆 型。
课题的工程背景
热交换器的分类
热交换器是工业生产中重要的单元设备，目前， 应用最广泛的换热器为管壳式热交换器。此外，还有 板式热交换器、板翅式热交换器、螺旋板式热交换器 等。螺旋管式换热器属于管壳式热交换器的一种。它 具有传热系数大，结构紧凑等优点，被广泛用作核电 站、低温、动力、化工和石油等工程设备。
10兆瓦高温气冷实验反应堆：推启先进核能技术应用之门
10兆瓦高温气冷实验反应堆：推启先进核能技术应用之门在人眼无法观察到的世界，一种微小的物质拥有着巨大的能量。
核能源，它予人威慑，也为人类创造幸福，其差别就在于人类对它的控制。
2007年初，由清华大学研制的“10兆瓦高温气冷试验反应堆”获得了国家科技进步一等奖，其技术应用——我国“高温气冷堆核电示范工程”已列为国家中长期科学和技术发展规划中的重大专项，并由中国华能集团公司、中国核工业建设集团公司和清华大学共同合作建造。
远见：坚持更安全的核能技术在位于北京昌平区的清华大学核能与新能源技术研究院（以下简称核研院），耸立着三座反应堆：上世纪60年代建成的“屏蔽试验反应堆”、80年代建成的“5兆瓦低温核供热实验反应堆”和世纪末建成的“10兆瓦高温气冷实验反应堆”。
其中，10兆瓦高温气冷实验反应堆是核研院人攻坚的一个代表。
近年来，随着油价的不断攀升、气候环境问题的日益困扰，以及由石油引发的种种国际关系变动，保障国家能源安全成为各国制定能源战略和政策的首要目标，能源的多元化是保障国家能源安全的重要基础，核能将在我国优化能源结构和多元化的能源发展战略中发挥重要的作用。
核能是一种能大规模替代化石能源的清洁能源，使用时既不产生二氧化硫、粉尘等污染物，也不产生二氧化碳温室气体。
而且，铀资源在国际上被认为是一种准国内资源，是保障国家能源安全的有效途径。
因为核发电成本中天然铀采购费只占极小的比重，天然铀运输和贮存都很方便，贮存的基础设施的费用和贮存管理费也很低，在国际市场有利的情况下还可以大量购进天然铀，用于战略储备，以应付突发事件。
因此，发展核能是我国能源可持续发展的必然选择，我国政府已提出了“积极发展核能” 的方针。
国际核能经历了美国三哩岛核事故和前苏联切尔诺贝利核事故的打击而停滞发展，但能源紧张和环境恶化又呼唤着先进反应堆。
1981年，德国科学家提出了“模块式高温气冷堆”的概念。
这种反应堆用氦气做冷却剂，采用全陶瓷型的燃料元件，出现事故不会对公众造成伤害；它采用氦气循环发电，比传统蒸汽循环发电效率提高了5～7个百分点；而反应堆中氦气高达700~950摄氏度的温度，是一种优质热源，可用于水热裂解制氢，为未来氢能时代提供清洁能源，并可进行煤的气化和液化等。
聊聊高温气冷堆核电站蒸汽发生器国产化
聊聊高温气冷堆核电站蒸汽发生器国产化蒸汽发生器是隔离核电站一回路和二回路的重要设备，该设备的国产化对于我国核电制造业至关重要。
小编今天来和您聊聊高温气冷堆蒸汽发生器国产化那些事儿。
引言高温气冷堆核电站(HTR-PM)由于其本身固有的安全性、效率高、经济性好等特点已被核能界公认为最有希望满足第四代先进核能系统要求的堆型之一。
由清华大学自主设计的电功率为200MW高温气冷堆核电站的蒸汽发生器采用了立式、直流螺旋管组件式结构，共19组换热单元，总计665根换热管，每组换热组件共有5层螺旋管式换热管，从里到外，每层的换热管根数依次为5、6、7、8、9根，共计35根换热管，SG 换热管采用螺旋盘管结构具有传热性能优于直管、布置紧凑、热膨胀自由等优点。
图1 蒸汽发生器换热单元组件示意图该蒸汽发生器的设计参数见表1所示，SG二次测入口侧205℃的过冷水经过SG加热成为571℃的过热蒸汽，该蒸汽进入主蒸汽联箱，经由主蒸汽管道，推动汽轮机做功。
表1 HTR-PM SG设计参数蒸汽发生器关键部件国内生产现状1锻件国内生产现状HTR-PM SG壳体用锻件属于超重型锻件结构，其质量直接影响和关系到核电站以后能否安全运行和满功率运行。
因此，锻件的质量对核电站来说极为重要。
蒸汽发生器的顶盖、热气导管法兰、筒体等锻件都需要整体锻造。
由以往的供货业绩分析，世界上仅有极少数供货商能够生产核岛主设备锻件，如日本制钢所(JSW)、韩国的斗山重工(D00SAN)、法国的克鲁索(CFI)。
近年来，国内核岛主设备锻件供货商主要有一重、二重、上重集团，但一重、二重、上重供货业绩，以及在工艺技术及质量管理上与国外供货商还存在一定的差距，表2给出了国内三大锻造企业综合能力分析。
表2 国内三大锻造企业综合能力分析2传热管国内生产现状目前，国外市场上能为压水堆核电站生产蒸汽发生器U型管的供货商只有3家：瑞典的SANDVlK、日本的SUMITOM0、法国的VALINOX。