dq063高温气冷堆多头螺旋管式蒸汽发生器的设计与计算
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dq063高温气冷堆多头螺旋管式蒸汽发生器的设计与计算,毕业设计
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毕业设计 (论文 )开题报告 学生姓名： 张奇 学 号： 0202117 专 业： 热能动力工程 设计 (论文 )题目： 高温气冷堆多头螺旋管式蒸汽 发生器的设计与计算 指导教师： 张 玲 2006 年 2 月 20 日 nts 开题报告 填写要求 1开题报告（含“文献综述”）作为毕业设计（论文）答辩委员会对学生答辩资格审查的依据材料之一。此报告应在指导教师指导下，由学生在毕业设计（论文）工作前期内完成，经指导教师签署意见及所在系审查后生效； 2开题报告内容必须用黑墨水笔工整书写或按教务处统一设计的电子文档标准格式打印，禁止打印在其它纸上后剪贴，完成后应及时交给指导教师签署意见； 3“文献综述”应按论文的格式成文，并直接书写（或打印）在本开题报告第一栏目内，学生写文献综述的参考文献应不少于 10篇（不包括辞典、手册）； 4 有关年月日等 日期的填写，应当按照国标 GB/T 7408 94数据元和交换格式、信息交换、日期和时间表示法规定的要求，一律用阿拉伯数字书写。如“ 2002 年 4 月 26 日”或“ 2002-04-26”。 nts 毕 业 设 计（论 文）开 题 报 告 1结合毕业设计（论文）课题情况，根据所查阅的文献资料，每人撰写 2000 字左右的文献综述： 文 献 综 述 核电作为一种新的能源，只有短暂的 五 十多年的历史，对于我国来说则是近些年的事。由于种种原因，核电的兴起与发展不是一帆风顺的，它有发展的高潮，也遇到挫折。但可以预计， 在 21 世纪，这种新的能源将被越来越多的人所认识，将会在社会生产发展和人类生活改善中发挥越来越大的作用。 人类首次利用核能发电是在技术难度较热堆大的快堆上实现的。 1951 年 12 月 20日美国利用它的第一座“增殖一号快堆生产的高温蒸汽带动发电机发出了 200 千瓦的电。这是人类第一次利用核能发出的电力。当然，这只是试验性的发电。世界上第一座核电站是由苏联于 1954 年 6 月 27 日建成和并网发电的奥伯宁斯克核电站，其电功率为 5000 千瓦。从此核电站便在世界各地蓬勃发展起来。经过多年努力，核电站的研制与发展走过了试验、示 范和商业推广的过程。从六十年代初到七十年代初这十年间，是核电在全世界 蓬勃 发展的黄金时代。五十年代只有苏、美、英三国建成核电站，到六十年代则增加到 8 个国家。六十年代初，世界核电装机容量仅为 85 万千瓦，到了七十年代初便上升到 1892 7 万千瓦。 1976 年世界核电装机容量突破 1 亿千瓦。到 2004年底，全世界已有 440 座核电站投入运行，另外有 26 座在建造之中，还有 100 多座正在设计之中。 我国于上个世纪 70 年代初才开始发展核电， 1991 年 12 月，我国第一座自行设计的 30 万千瓦秦山核电站才并网发电，第二座引进的两套 90 万千瓦大亚湾核电站 1994年 2 月和 5 月分别投入商业运行。 2000 年之前已开工的有 4 个核电项目、 8 台机组（秦山二期、三期，广东岭澳，江苏田湾），总装机容量约 660 万千瓦 1。 在起步阶段，通过建造一定规模的核电站，掌握核电站设计、制造、施工技术，实现设计自主化和设备国产化，形成完整的核电工业体系。我国核电工业虽然起步较晚，但目前进展还是令人鼓舞的。核电设备已经进入小批量生产，我国已向巴基斯坦出口 30 万千瓦核电站成为世界上第七个能够出口核电站的国家。 国家十一五计划中明确指出：将原来的“适当发展核电”转为“积 极发展核电”。核电发展的第二个黄金时代 已经 来临， 按照我国经济增长和能源需求情况预测，在 2020年前要新建核电装机 32 40GW。 核反应堆 按照不同方式分为若干 类型： 一 、根据引起燃料核裂变的中子的能量，可分为快堆、中能堆、热堆。 二 、根据所用燃料的种类，又可分为铀堆、钚堆、钍堆和混合堆。 三 、根据用于慢化种子的材料，又分为轻水堆、重水堆、石墨堆及有机介质堆。根据目的和用途，又分为动力堆、生产放射性同位素堆。 目前国外以使用的热中子转换堆有以清水作慢化剂和冷却剂的轻水堆，以石墨作慢化剂的石墨堆和以重水作慢化剂的重水 堆。轻水堆是世界上应用最广的堆型。又分为压水堆（ PWR）、沸水堆（ BWR）两种类型，这两种均采用普通轻水作慢化剂，低浓度二氧化铀制成芯块，装入锆包壳内作燃料。在以投入的轻水堆中，其中压水堆占到 65%，沸水堆占到 35%。石墨反应堆采用石墨作为慢化剂，其中投入运行的石墨堆中有 58%用二氧化碳作为冷却剂，其余 42%用轻水做冷却剂，仅前苏联采用此堆型，而其他国家均nts 未采用。重水堆，由于重水价格昂贵，目前仅在加拿大建造即坎肚堆（ CANDU）重水堆，以天然铀重水作慢化剂和冷却剂。高温气冷堆（ HTGR）是美国开发的一种新型 堆，采用氦作冷却剂，铀和、钍的氧化物作燃料。 目前，我国也正在进行研究中， 10MW 高温气冷堆是我国 863 计划的重点项目，有清华大学核能与新能源技术研究院和中核集团共同研究建造， 2000 年 12 月首次达到临界， 2003 年一月达到满功率运行。其总效率达到 47.5%可以与煤电相媲美。 高温气冷堆是目前发达国家先进核电站采用的最新一代技术，中国是继美、英、德、日后第 5 个掌握此项技术的国家，并且在世界上率先建成了模块式的 10 兆瓦高温气冷堆。著名原子能专家、原国际原子能机构副总干事钱积惠说，在这一点上中国处于世界领先地位。许 多发达国家也来中国学习这一技术。 高温气冷堆是第四代核电站推荐堆型之一，是在 低温堆的基础上发展起来的，是改进型气冷堆的进一步发展 9。高温气冷反应堆内选择了在化学上呈惰性且热工性能好的氦气作冷却剂。燃料元件采用全陶瓷型的热解碳涂敷颗粒，这是高温气冷堆的一项技术突破，这样就允许燃料包壳在 1000 C 以上的高温下运行。石墨被用作慢化剂兼堆芯结构材料。这样堆芯出口温度提高到 750 C 以上甚至可达 900-1000 C，堆芯功率密度达 6-8MW/m3，用于发电的热效率可达 40%以上 ，用于高温供热时总热效率可达60%以上。高温气冷反应堆还具有一次回路放射性低，易于维护和检修，具有安全性高，事故安全性好，对环境放射 排放量少等一系列优点，所以这种堆型越来越受到世界各国的高度重视。 自高温气冷反应堆发展以来，作为高温气冷反应堆动力装置关键设备之一的蒸汽发生器也获得了很大的发展。其特点是一回路介质采用高温热工参数的氦气，入口温度高达 750 C 左右，使之产生的高参数的蒸汽，压力为 17MWPA，温度为 540 C 与火电站的参数基本相同，因此蒸汽循环的热效率与火电站基本相近，可达 49%左右。 蒸汽发生器是高温气冷反应堆动力装置中的主要设备之一，它的作用是将一次回路冷却剂的热量传递到与之隔绝的二次回路的介质，进而产生蒸汽，它是并联分隔一、二次回路的关键设备，是一、二次回路的枢纽，它的工作可靠性及安全性直接影响到核动力装置的经济性，工作性能和安全可靠性。 核电站 80%的事故是由于蒸汽发生器造成的 。因此蒸汽发生器的结构设计、材料选择、制造工艺，运行操作和维护检修等必须十分重视。 在采用一体化布置的高温气冷反应堆中，为了使郁应力混凝土压力容器体积不致过大，蒸汽发生器应尽量紧凑，严格限制受热面空间布置，并要 求其具有较高的功率密度。因此，一体化布置的高温气冷反应堆主要选用直流型多头螺旋管式换热器。 换热器的主要功能是保证工艺过程对介质所要求的特定温度，同时也是提高能源利用率的主要设备之一。早期的换热器（如蛇管式换热器）结构简单，传热面积小、体积大而笨重。以后随着制造工艺的发展，逐步形成管壳式换热器。换热器按传递方式可分为： 1、 混合式换热器。通过冷、热流体的直接接触、混合进行热量交换的换热器，仅适用于允许两换热流体可以直接接触的场合。激波换热器即属于此类。 2、 蓄热式换热器。利用冷、热流体交替流经蓄热室中的蓄热体的 表面进行热量交换的换热器，主要用于回收和利用高温废气的热量。 3、 间壁式换热器。冷、热流体被固体间壁隔开，并通过间壁进行热量交换的换热器，应用最广。换热器的材料一般为金属；非金属材料除制作垫片外，有些已开始用于制作耐蚀换热器，如石墨换热器、玻璃换热器等。换热器广泛应用于石油化工、动力、原子能和日常生活中。换热器既可是一种单独的设备，如加热器、冷却器等；也可是某一工艺设备的组成部分，如氨合成塔内的热交换器等。 nts 换热器是工业生产中重要的单元设备，根据以往的统计，换热器的吨位约占整个工艺设备的 20%，有的甚至高达 30%，其重要性就可想而知 2。目前，应用最广泛的换热器为管壳式热交换器。管壳式热交换器虽然在热交换效率，紧凑性和金属消耗量等方面不及其他形式的换热器，但它具有结构坚固、可靠性高、适应性大、用材范围广等优点，仍得到广泛应用。为了适应温度和压力对介质的腐蚀要求，在上述基础上变形也很多，其中最具代表性的废热锅炉，这种利用工艺流程中产生的余热生产高压蒸汽的废热锅炉，就是个节能型热交换设备，在工业生产中应用很广。近年来，我国的高温高压热交换器，在材料、结构和制造工艺方面取得了一定的进展。 由于螺旋管具有占地面积小、 传热系数大、结构紧凑、易于清洗、污垢热阻小等优点，不仅在核反应堆，而且在直流锅炉、急冷锅炉、各种石油化工设备中的换热器，热交换器都有相当广泛的应用。因此本文得到的结果不仅适用于高温气冷反应堆的蒸汽发生器，而且适用于各种工业设备中的螺旋管式换热器和螺旋管式热交换器。 5 参考文献 1吴宗鑫 .我国高温气冷堆的发展 .核动力工程 .2000,21(1) 2赵舒芝 .换热器技术新进展 .石油化工动态 .1996，（ 4） 3林宗虎 ,陈立勋 .锅内过程 .西安交通大学出版社 ， 1990 4徐济筠 .沸腾传热和气液两相流 .原子能出版社， 2000 5 周云龙 .高温气冷堆蒸汽发生器两相流不稳定性 .西安交通大学博士学位论文 .1991 6 庄耀民译 .新能源开发方案 .水利电力出版社 ,1989 7 李强，宋玮，沈明启 .蒸汽发生器二回路两相流模拟实验装置 .核动力工程 .2006(2) 8 周云龙，孙宾，陈听宽，陈学俊 .螺旋管中汽 水两相流强制对流沸腾传热研究 .核科学与工程 .2002(9) 9 王捷 .高温气冷堆技术背景和发展潜力的初步研究 .核科学与工程 .2002(12) 10 丁训慎 .自然循环蒸汽 发生器的运行原理和运行参数 .核电站 .2003 年第 2 期 11 凌星，黄素逸 .蒸汽发生器更换介绍 .核电站 .2003 年第 3 期 12 Kalra S P. Dynamic Thermal Hyddraulic Behavior in PWR U-Tube Steam Generator-Simulation Experiments and AnalysisR. EPRI Report NP-1837-SR, 1989. nts nts 毕 业 设 计（论 文）开 题 报 告 本课题要研究或解决的问 题和拟采用的研究手段（途径）： 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.推荐螺旋管内单相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.推荐螺旋管内单相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
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