通过余热排出热交换器冷却
冷却器工作原理
冷却器工作原理
冷却器是一种用于降低设备或系统温度的装置，它在许多工业和家用设备中都起着至关重要的作用。
冷却器的工作原理涉及热量传递和热交换的基本原理，下面我们来详细了解一下冷却器的工作原理。
首先，我们需要了解冷却器的基本组成部分。
冷却器通常由冷却介质、冷却管道、散热片和风扇组成。
冷却介质可以是空气、水或者其他液体，它负责吸收设备或系统中产生的热量。
冷却管道将热量传递到冷却介质中，散热片则扩大了冷却介质与空气之间的接触面积，以便更快地散热。
而风扇则通过强制对冷却介质进行对流，加速热量的散发。
其次，冷却器的工作原理基于热量传递和热交换的基本原理。
当设备或系统产生热量时，冷却介质通过冷却管道流经热源，吸收热量。
然后，冷却介质通过散热片将热量传递到空气中，最终由风扇将热量带走。
这样，设备或系统的温度就得以降低，从而保证其正常运行。
冷却器的工作原理还涉及热传导、对流和辐射等热传递方式。
热传导是指热量在固体或液体中传递的过程，冷却管道和散热片通过热传导将热量传递到冷却介质和空气中。
对流是指热量通过流体的对流传递，风扇通过对冷却介质进行对流，加速热量的散发。
而辐射则是指热量通过辐射传递，当冷却介质和空气温度差异较大时，辐射也会对热量的散发起到一定的作用。
总的来说，冷却器的工作原理是通过冷却介质、冷却管道、散热片和风扇等组成部分，利用热传导、对流和辐射等热传递方式，将设备或系统产生的热量传递到空气中，从而降低设备或系统的温度。
冷却器在许多工业和家用设备中都扮演着至关重要的角色，它的工作原理的深入了解有助于我们更好地维护和使用设备。
反应堆冷却剂系统(RCP)
反应堆冷却剂系统（RCP）一、系统的功能压水堆核电厂的反应堆冷却剂系统(RCP)，又称一回路主系统(图1-1)，有以下功能：1.它的主要功能是将反应堆堆芯中核裂变反应产生的热量传送到蒸汽发生器，从而冷却堆芯，防止燃料元件烧毁，而蒸汽发生器供给汽轮发电机组(二回路)所必需的蒸汽;2.在压水反应堆内，水作为冷却剂又兼作中子慢化剂，使裂变反应产生的快中子减速到热中子能量;3.反应堆冷却剂中溶有硼酸，可补偿氙瞬态效应和燃耗引起的反应性变化;4.系统内的稳压器可用于控制冷却剂压力，以防止堆芯内产生不利于传热的偏离泡核沸腾现象;图 1-1 反应堆冷却剂5.在发生燃料元件包壳破损事故时，反应堆冷却系统压力边界可作为防止放射性产物泄漏的第二道屏障。
二、设计基础反应堆冷却剂系统设备设计是以下述正常运行数据为基准：压力15.5MPa(abs)，满负荷时冷却剂的平均温度310℃ ;按100%反应堆功率下向二回路系统传递全部反应堆热功率设计;所有冷却剂系统(RCP)设备都按能适应112℃/h速率加热或冷却瞬态设计，温度变化率的运行限值为56℃/h。
整个反应堆冷却剂系统(RCP)的设计遵照有关文件的规定，在核电厂正常或事故工况下运行时，由温度、压力、流量变化引起的机械应力不得超过限值，以确保反应堆冷却剂系统压力边界的完整性。
三、系统描述1.传热环路RCP系统由并联到反应堆压力容器的二条相同的传热环路组成。
每一条环路有一台反应堆冷却剂泵和一台蒸汽发生器。
在运行时，反应堆冷却剂泵使冷却剂通过反应堆压力容器在冷却剂环路中循环。
作为冷却剂、慢化剂和硼酸溶剂的水，在通过堆芯时被加热，然后流入蒸汽发生器，在那里将热量传递给二回路系统，最后返回到反应堆冷却剂泵重复循环。
位于反应堆容器出口和蒸汽发生器入口之间的管道称为环路热段，主泵和压力容器入口间称为环路冷段，蒸汽发生器与主泵间的管道称为过渡段。
2.压力调节原理RCP系统还包括稳压器及其为反应堆冷却剂控制和超压保护所需的辅助设备。
余热回收制冷原理
余热回收制冷原理随着能源需求的增加和能源资源的日益紧缺，节能减排成为当今社会发展的重要课题。
在工业生产过程中，大量的热能被废弃，这部分被废弃的热能被称为余热。
为了有效利用这些余热资源，余热回收制冷技术应运而生。
余热回收制冷技术是指利用工业生产过程中产生的余热，通过热交换装置将热能转化为制冷能力，从而实现制冷的过程。
其核心原理是利用热能的传递和转化。
在工业生产过程中，许多设备和系统产生大量的余热，如炉窑排烟、高温冷凝等。
传统上，这些余热往往被简单地排放到大气中，造成能源的浪费和环境的污染。
而利用余热回收制冷技术，可以将这些被废弃的热能有效地转化为制冷能力，实现能源的再利用和环境的保护。
余热回收制冷技术主要分为两个步骤：热能的回收和热能的转化。
首先是热能的回收。
余热回收装置通过热交换器将废热与制冷剂进行热交换，将废热中的热能传递给制冷剂。
热交换器通常由多层管道组成，废热通过一条管道流过，而制冷剂则通过另一条管道流过，两者之间通过壁面进行热传递。
在这个过程中，热能被传递到制冷剂中，使其温度升高，从而形成高温高压的制冷剂。
接下来是热能的转化。
高温高压的制冷剂进入膨胀阀，由于阀门的作用，制冷剂的温度和压力迅速下降。
在膨胀阀的作用下，制冷剂变为低温低压的状态，此时制冷剂具有较强的吸热能力。
低温低压的制冷剂进入蒸发器，通过与空气或其他物体的接触，吸收热量并蒸发，从而实现制冷效果。
蒸发后的制冷剂再经过压缩机进行压缩，形成高温高压的制冷剂，循环再次进行。
余热回收制冷技术的优势在于能够将废弃的热能有效地转化为制冷能力，实现能源的再利用。
通过回收和利用余热，可以大幅度减少对传统能源的依赖，降低生产成本，提高能源利用效率。
同时，余热回收制冷技术还可以减少对环境的污染，降低温室气体的排放，对保护生态环境具有重要意义。
除了工业生产过程中的余热回收，余热回收制冷技术还可以应用于其他领域。
例如，在建筑物的空调系统中，可以利用空调排气中的余热进行回收制冷，提高空调能效。
三门核电1号机组IRWST回流槽疏水试验流量不足问题探讨
三门核电1号机组IRWST回流槽疏水试验流量不足问题探讨摘要：三门核电厂采用AP1000三代核电技术，其非能动堆芯冷却系统（PXS）在事故后可通过非能动余热排出热交换器（PRHR HX）导出堆芯热量，并将热量传递至安全壳内置换料水箱（IRWST）。
IRWST中水被加热至沸腾，产生蒸汽释放到安全壳大气中，并在较冷的钢制安全壳、环吊梁、加强筋、管道及设备表面上产生冷凝液。
为保证事故后堆芯热量及时导出，PXS在环吊梁、加强筋及操作平台处设置了冷凝回流子系统，可以将安全壳内壁的冷凝液引回IRWST。
在执行1号机组环吊梁、安全壳加强筋及IRWST回流槽疏水能力试验时，发现IRWST回流槽疏水流量不满足验收准则要求。
本文将重点探讨1号机组IRWST回流槽疏水试验流量不足的原因及解决方案。
关键词：AP1000；非能动；冷凝回流；流量不足；解决方案1.概述PXS系统设有非能动余热排出热交换器（PRHR HX）用于应急堆芯衰变热导出。
PRHR HX位于安全壳内置换料水箱（简称IRWST）中，入口与反应堆冷却剂系统RCS）1环路热管段相连，出口连接至蒸汽发生器，通过两个并联的常关气动阀隔开，示意见图1。
图1 PXS系统简图当发生非LOCA和大LOCA事故时，PRHR HX出口气动阀打开，利用温差与位差作为驱动压头，冷却剂通过PRHR HX进行非能动循环导出堆芯热量，并将热量传递至IRWST的水中。
IRWST中水被加热至沸腾，将产生蒸汽并推开IRWST排气孔释放到安全壳大气中。
释放至安全壳内的蒸汽通过非能动热阱冷凝在钢制安全壳、环吊梁、加强筋、管道及设备表面上。
PXS设计冷凝液回流子系统，示意见图2。
环吊梁、加强筋上的冷凝液将通过落水管系统汇集到6英寸母管，进入安全壳南北两侧的两个收集箱；IRWST回流槽内冷凝液经过滤后直接进入收集箱。
收集箱中的水最终通过4英寸的管道进入IRWST内。
图2 PXS冷凝回流子系统简图2.环吊梁、加强筋及IRWST回流槽疏水能力试验2.1试验验收准则LOCA事故后，安全壳下部环路隔间水位是保证堆芯长期冷却的重要参数。
余热换热器工作原理
余热换热器工作原理余热换热器是一种能够利用工业生产过程中产生的废热进行能量回收的设备，其工作原理主要依靠热传导和热交换的基本原理。
在工业生产中，许多工艺过程会产生大量的余热，如果这些热量得不到有效利用，将会造成资源的浪费和环境的污染。
而余热换热器的出现，可以有效地将这些废热转化为可利用的能源，有助于节能减排，降低生产成本，提高能源利用效率。
余热换热器的工作原理主要包括热传导、热交换和流体循环三个方面。
余热换热器通过热传导的方式，将废热从热源传导至换热器内部的换热表面。
换热表面通常采用金属材料制成，热传导性能好，能够有效地将热量传递给工作介质。
热源释放的热量在换热器内部与工作介质进行热交换，达到能量的传递和转化。
在这个过程中，热源的温度逐渐降低，而工作介质的温度则逐渐升高。
经过热交换的工作介质被循环泵输送至生产设备或热源，完成能量的再利用，实现了能源的回收和循环利用。
为了更好地理解余热换热器的工作原理，可以通过以下具体的工作过程进行解析。
实际工业生产过程中产生的余热被导入余热换热器的换热表面，通过与工作介质的热交换，使得工作介质温度升高。
热源的温度逐渐下降。
随后，通过循环泵的作用，高温的工作介质被输送至生产设备或其他需要热能的地方，完成能量的再利用。
在这个过程中，余热换热器发挥着关键的作用，不仅促进了余热能源的回收利用，还起到了节能减排的重要作用。
除了以上所述的基本工作原理外，余热换热器的工作效率还受到多种因素的影响。
换热表面的设计和材质对于热量传导的效率有着直接的影响，合理的设计和优质的材料能够提高换热效率。
循环泵的性能和工作介质的流动状态对能量传递和利用效率也十分关键。
对流体流动参数和热传导系数的合理控制也能够提高换热器的工作效率。
余热换热器是一种能够有效利用工业生产过程中产生的废热进行能源回收的重要设备。
其工作原理基于热传导、热交换和流体循环的基本原理，通过这些过程，实现了废热能源的回收和再利用。
非能动安全先进核电厂AP1000问答
第二章1、反应堆堆芯的组成（哪些组件构成）燃料组件、控制棒组件、中子源组件、可燃毒物组件、阻力塞组件2、简述燃料组件的组成（17*17， 24+1，格架（底部、顶部、中间、搅混）及格架的材料）17X17方阵构成燃料组件、包括264 根燃料棒、24 根控制棒导向管、1根中央测量管、14 层结构格架（10+4）：包括顶部格架、底部格架、8层中间格架和四层中间搅混格架及一层保护格架进行支撑。
中间搅混格架放置在高热流密度区域，以利于混流。
保护格架又叫P-格架，主要起到阻止异物进入的作用。
结构格架与导向管相连。
底部结构格架和保护格架通常由防腐性、高强度的Ni-Cr-Fe合金制成。
顶部格架由Ni-Cr-Fe合金或ZIRLO制成。
其余结构格架和中间搅混格架由 ZIRLO制成。
注：选用ZIRLO材料是考虑到其固有的低中子俘获截面。
3、控制棒组件分类（调节棒组（机械补偿控制棒组、轴向偏移控制棒组）、停堆棒组；黑棒组和灰棒组（12+12））控制棒束可以分成调节棒和停堆棒。
调节棒组用于当反应堆运行条件改变，即功率和温度改变时，补偿运行过程中的反应性变化。
停堆棒组用于反应堆停堆。
黑棒的价值基本保持不变(特别是对热中子的吸收)。
调节棒分为轴向偏移控制棒和补偿棒。
轴向偏移控制棒，只有一组，由9束控制棒组件组成，用于轴向功率分布控制。
补偿棒共有六组，用于补偿由于温度、功率、和瞬时氙毒变化所引起的反应性变化。
停堆棒共有四组，每组有8束控制棒组件，用于快速停堆。
4、灰棒功能（p38, 调功率，替代改变硼浓度的负荷调节方法）①灰棒吸收中子的能力低于黑控制棒，用于在30%额定功率以上的负荷跟踪。
灰棒由驱动机构传动，进出堆芯来改变功率，以适应电网负荷变化。
②代替过去用改变冷却水的硼浓度来跟踪负荷的方法。
改变硼浓度会产生废水，采用灰棒可减少废水量。
第三章1、AP1000反应堆冷却剂系统的组成①反应堆压力容器(Reactor Pressure Vessel，RPV)，包括控制棒驱动机构安装接管②反应堆冷却剂泵(Reactor Coolant Pump，RCP)③蒸汽发生器(Steam Generator，SG)④稳压器(Pressurizer，PRZ)包括与其相连接通往一条反应堆冷却剂主管道热管段的波动管线⑤安全阀(Safety Valves) 和自动降压系统(Automatic Depressurization System，ADS)的阀门；⑥反应堆压力容器顶盖(上封头)上的排气管道(Reactor Vessel Head Vent)和排气管道隔离阀(Head Vent Isolation Valves)；⑦上述主要部件之间相互连接的管道及其支承；⑧与通往辅助系统和支持系统之间相互连接的管道及其支承。
发动机余热利用
发动机余热利用
发动机余热利用是指将发动机在运行过程中产生的热能进行有效利用，以提高能源利用率和减少能源浪费的方法。
以下是一些常见的发动机余热利用技术：
1. 废气余热利用：通过将发动机排出的高温废气传递给热交换器，将废气中的热能转移到其他介质中，如冷却剂或空气，以供暖、空调或其他热能需求。
2. 冷却水余热利用：将发动机冷却水中的热能转移到其他介质中，如供暖系统或热水供应系统。
3. 油液余热利用：将发动机润滑油或传动油中的热能转移到其他介质中，如加热车辆内部空间或供暖系统。
4. 发电机余热利用：将发动机发电机组产生的余热用于供暖、发电或其他电力需求。
5. 制冷余热利用：将发动机余热用于驱动制冷系统，以提供冷却效果。
6. 蓄热装置利用：通过将发动机余热用于加热蓄热材料，然后在需要热能时释放，并用于供暖或其他用途。
这些技术可以帮助提高发动机能源利用效率，减少能源消耗和环境污染。
然而，实施这些技术需要考虑到系统的复杂性、成本和可行
性等因素。
核电站的热交换过程解析
核电站的热交换过程解析核电站作为一种重要的能源发电方式，其核心部件是核反应堆。
核反应堆在运行过程中需要不断产生热能，并将余热排出，以确保核反应堆的正常运行。
而在核电站中，热交换过程是核反应堆的重要组成部分，它通过热交换器将核反应堆中产生的热能传递给工作介质，最终转化为电能。
本文将对核电站的热交换过程进行详细的解析。
1. 热交换器的作用热交换器是核电站中用于传递热能的重要设备，其主要作用是将核反应堆中的高温热能传递给工作介质，同时将低温工作介质中的余热带走。
通过这一过程，核反应堆中的热能得以有效利用，同时保持核反应堆的正常运行温度。
2. 热交换器的结构热交换器通常由多个管束组成，每个管束内都有热能传递的介质。
核反应堆中的热能通过管束之间的热交换，传递给工作介质。
在热交换器的结构中，还有冷却剂的进出口和工作介质的进出口，以及相应的控制系统，用于控制热能传递的过程。
3. 热交换的过程核电站的热交换过程可以分为三个步骤：热能传递、工作介质流动和余热带走。
热能传递：核反应堆中产生的高温热能通过管束传递给工作介质。
在这一过程中，热能的传递是通过导热方式进行的，即核反应堆壁与管束之间的热能传导。
工作介质流动：工作介质在热交换器中的流动过程中起到了重要作用。
工作介质的流动可以提高热交换效率，同时将核反应堆中产生的热能带到热交换器的其他部分。
余热带走：工作介质在接收热能后，变为高温状态，然后经过流动到达其他部分，将热能带走。
这一过程中，工作介质的温度下降，达到了带走余热的目的。
4. 热交换的影响因素在核电站中，热交换过程的性能受到多个因素的影响。
下面列举了一些主要的影响因素：温度差：温度差是影响热交换效率的关键因素之一。
温度差越大，热能传递的速率越快，热效率越高。
流速：工作介质的流速也会影响热交换效率。
适当增加流速可以提高热交换效果。
介质的性质：介质的热导率、比热容等物理性质也会对热交换过程产生影响。
5. 热交换优化措施为了提高核电站的热交换效率，以及确保核反应堆的正常运行，可以采取以下优化措施：增加热交换器的管束数量：增加管束的数量可以扩大热交换器的传热面积，提高热交换效率。
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第四章 核岛主要辅助系统
PTR
RIS RRA
废物 处理
REA
核电站工作原理总图
厂用电Biblioteka EASGEWGSS
VVP
GEV
GPV
GEX
ARE RCP
GCT
AHP
ADG
CRF CEX
RCV
APP ABP
ASG 第四章 核岛主要辅助系统
慢化剂温度变化引起反应性变化的现象，称慢化 剂温度效应。慢化剂温度变化1℃所引起的反应性 变化的大小称为慢化剂温度系数，用αT表示。
纯水：温度系数是负值。
当温度改变时水的密度有显著的改变 温度增加，单位体积内水分子降低 慢化能力变差 逃脱共振吸收的机率减小，中子泄漏的几率增大 从而使反应性减小
反应堆和乏燃料水池冷却和
处理系统4.6 废物处理系统 4.7
提供必要的厂用水 净化换料水池和乏燃料水池水质 处理废液、废气和固体废物
核岛通风空调系统 4.8
完成核岛的通风和空气调节
第四章 核岛主要辅助系统
化学和容积控制系统 4.1 硼和水补给系统 4.2 余热排出系统 4.3
设备冷却水系统 4.4 重要厂用水系统 4.5
0
300
温度
0C
水的比容随温度的变化关系曲线
第四章 核岛主要辅助系统
容积控制的方法
原理：通过上充下泄来吸收稳压器无法吸收的容积变化，将稳 压器的液位维持在“程序液位”。
上充补水，补偿一回路水的收缩和泄漏（硼和水补给系统REA执行） 下泄排水，吸收一回路水的膨胀，下泄流排往容控箱或硼回收系统TEP。
反应堆和乏燃料水池冷却和
处理系统4.6
一回路辅助系统
辅助冷却水系统
核岛冷冻水系统 电气厂房冷冻水系统
第四章 核岛主要辅助系统
第四章 核岛主要辅助系统
此外
安全注入系统 安全壳喷淋系统 辅助给水系统 ……………..
专用安全设施中讲解
一回路主要辅助系统简介
第四章 核岛主要辅助系统
核岛主要辅助系统之一 ——
第四章 核岛主要辅助系统
1 化学和容积控制系统
1.1 系统功能 1.2 系统流程 1.3 系统设备布置 1.4 系统运行
第四章 核岛主要辅助系统
化容系统简介
第四章 核岛主要辅助系统
1.1 系统功能
第四章 核岛主要辅助系统
第四章 核岛主要辅助系统
1、容积控制
一回路水容积发生变化！
缺点：由于改变冷却剂硼浓度是通过向一回路注入浓硼酸 或纯水同时排出等量的一回路水来实现的，这一过程一般 需要几分钟到几十分钟才能完成。
这种办法对反应性调节速度较慢,因而仅适于控制较慢的 反应性变化。
第四章 核岛主要辅助系统
•反应性变化的原因 •反应性控制的目的
第四章 核岛主要辅助系统
慢化剂的温度效应
（1）一回路水容积变化的原因
– 水容积随温度的变化而变化
容
– 不可避免的泄漏(一号密封、
积
主泵2#轴封等）
（2）水容积变化的影响
一回路水容积变化→稳压
1.4m3/kg
•
器水位的变化
（3）容积控制的目的
吸收一回路的水容积变化，将 稳压器的液位维持在整定值。 不同功率下稳压器液位的整定 值是不同的，称为“程序液位”
017VP
上充 上充泵
030VP
002B A
002FI 026VP
001DE
002D E
TEP系统 REA系统
003DE
化容系统净化段的第流四程章 核岛主要辅助系统
3、反应性控制
现代压水堆采用可溶性化学毒物硼酸控制反应性。硼酸溶 于水中,不需要任何额外空间就能起到吸收中子的作用,从 而可以省去大量控制棒,简化了堆芯布置和反应堆压力容 器顶部结构。
MN
稳压 器
一回 路
上充泵
TEP
MN
容控 箱
REA 第四章 核岛主要辅助系统
2、化学控制 （1）一回路的化学问题
➢ 物理腐蚀（结垢）水中杂质沉积在燃料包壳，结垢导致燃料 包壳破损
➢ 化学腐蚀（侵蚀） 高温+高氧含量+低pH值 → 化学反应加快 腐蚀进程加速 → 一回路比放射性升高
（2）化学控制的目的
用ｕ表示，ｕ总是负值。
第四章 核岛主要辅助系统
燃料温度效应
多普勒效应是反应堆的一个重要和固有的稳定因 素和控制手段。
反应堆的热量主要是在燃料中产生。当有意或无意地引 入一个反应性使功率升高时，燃料温度立即升高，燃料 的温度效应就立即表现出来，使反应性下降，从而使反 应堆返回临界而稳定在一个新的功率状态。
➢ 清除杂质，控制腐蚀，维持水质，将腐蚀控制在最低限度 ➢ 将一回路水的化学和放射性指标持在规定的范围内
第四章 核岛主要辅助系统
化学控制的原理
➢ 控制pH值（注入7LiOH，中和硼酸） ➢ 控制氧含量（机组启动时注入N2H4，正常运行时向容控箱充入氢气） ➢ 净化一回路水（净化+过滤+除盐）
自下泄回路 001FI
第四章 核岛主要辅助系统
反应性慢变化的控制措施
下泄
稀释
排出含硼水V升
030VP
TEP
002BA
上充
注入纯水V升
REA 除硼
下泄
030VP 002BA
上充
硼化
下泄 030VP
排出含硼水V升
TEP
002B A
第四章 核岛主要辅助系统
燃料的多普勒效应==燃料温度效应
燃料温度效应是由于燃料温度变化引起238U共振 截面变化引起的反应性变化，也称多普勒效应。
如当燃料温度上升时，238U的俘获截面的峰值降 低，但其覆盖的能谱则加宽，这就导致有较多的 中子损失在燃料共振区，从而使反应性下降。
燃料温度变化1℃所引起的反应性变化，称为燃料 温度系数（多普勒系数）。
燃料温度系数是瞬发的，对功率的变化响应很快，它对 反应堆的控制和安全起着十分重要的作用。
第四章 核岛主要辅助系统
反应性控制的手段
控制棒——快速控制 硼酸（加硼、稀释、除硼）——慢变化控制
调节硼酸浓度
加硼：在上充泵吸入口注入硼 稀释：用等量纯水代替冷却剂 除硼：用离子交换树脂吸附一回路水中的硼
第四章 核岛主要辅助系统
第四章 核岛主要辅助系统
主要辅助系统
化学和容积控制系统 4.1
对一回路冷却剂实施容积控制和化学处理
硼和水补给系统 4.2
提供加硼、稀释、加联氨或氢氧化锂操作
余热排出系统 4.3
停堆后保持足够的堆心冷却，释放余热
设备冷却水系统 4.4
向核岛内需要冷却的设备提供冷却水
重要厂用水系统 4.5