[实用新型]用于非能动安全壳冷却系统的核级螺旋管换热器

说明书

技术领域

本实用新型涉及一种核级换热器的设计，尤其涉及一种用于非能动安全壳冷却系统的核级螺旋管换热器。

背景技术

日本福岛事故后，确保严重事故下安全壳能够维持完整性，从而实现放射性物质包容的方法，成为核安全研究的热点领域。维持安全壳完整性的核心问题是保证安全壳的长期排热。以美国AP1000为代表的第三代先进压水堆，采用了利用钢制安全壳直接将非能动余热排出的方式，实现安全壳在事故后72小时内不超压的设计目标。国产先进三代压水堆ACP1000核电机组也提出了在超设计基准事故下，采用非能动安全壳排热系统对安全壳进行持续冷却的方案。国产先进压水堆ACP1000核电机组的非能动安全壳排热系统，需要借助布置于安全壳内的换热器，将壳内热量吸收至系统回路，再随工质循环传至壳外水箱，最终以蒸汽的形式排入大气，具体的技术方案可参见中国专利申请201110437864.6“非能动安全壳热量导出系统”。

排热系统应用的换热器形式为常用的管束式换热器，管束式换热器具有结构简单，布置紧凑等特点，为了强化换热器的排热性能，传热管通常采用肋化、扭曲（螺旋管）、加绕流丝等工艺进行传热强化。管束式换热器，其加工重点和工艺难点主要在于管束端头与管板之间的连接方法，通常采用的加工工艺有胀接、焊接以及胀接与焊接的结合等三类方式，其工艺方法如图1所示。图1中，传热管1与管板2通过胀接与焊接结合的方式进行连接，图中标号3为焊接的位置，标号4为胀接的位置。传统的胀接和焊接工艺的操作难度较大，一旦焊接出现缺陷会导致质量风险，而且，如果发生个别传热管断裂或泄漏，必须对整台换热器进行隔离，影响核电厂的安全性和经济性。

实用新型内容

本实用新型的目的在于针对现有技术的缺陷，提供一种用于非能动安全壳冷却系统的核级螺旋管换热器，强化非能动安全壳热量排出系统的载热能力，提高换热器在事故条件下的可用性，并降低设备成本。

本实用新型的技术方案如下：一种用于非能动安全壳冷却系统的核级螺旋管换热器，包括由若干平行排列的螺旋传热管组成的管束以及与螺旋传热管的端部相连接的母管，其中，在所述的母管上设有若干个用于与螺旋传热管相连接的支管接口，所述支管接口和相对应的螺旋传热管的端部分别设有旋向相反的螺纹，支管接口和相对应的螺旋传热管的端部之间通过螺纹管相连接，所述螺纹管的两端分别设有与支管接口的螺纹和螺旋传热管端部的螺纹相适配的螺纹。

进一步，如上所述的用于非能动安全壳冷却系统的核级螺旋管换热器，其中，所述的螺纹管两端设有内螺纹，所述的支管接口和螺旋传热管端部分别设有外螺纹。

进一步，如上所述的用于非能动安全壳冷却系统的核级螺旋管换热器，还包括用于快速堵管操作的支管堵头，所述的支管堵头与所述支管接口通过螺纹连接。

本实用新型的有益效果如下：本实用新型的换热器采用螺旋管结构，可增大管内二次流的扰动，强化管内流动，从而提高换热系数。同时螺旋管的设计方式有效增大了单根管的长度，亦即增大了传热面积，这种传热强化的手段，可以有效提高换热器的传热能力，使得这种换热器在相同的工况下与其他型式的换热器相比具有较高的换热效率、更紧凑的设备结构和更强的换热能力。

同时，换热器的设计采取了双端反向螺旋的传热管与母管的连接工艺，既能确保运行工况下的低压密封性能，同时使之具备了快速拆装功能，并降低了加工难度和设备成本。避免了传统的胀接和焊接工艺面临的难度，规避了焊接缺陷等质量风险，同时也使得换热器具备了部分堵管功能，避免了一旦发现个别传热管断裂或泄漏，必须对整台换热器进行隔离的情况，使得事故条件下，整个排热系统能够具备尽量多的有效换热面积，从而获得更好的事故缓解效果。

附图说明

图1为现有技术中传热管与管板通过胀接与焊接结合的方式示意图；

图2为本实用新型核级螺旋管换热器示意图；

图3为螺旋传热管与母管的连接方式示意图；

图4为螺旋管快速更换操作流程示意图；

图5为使用支管堵头进行快速堵管操作流程示意图。

具体实施方式

下面结合附图和实施例对本实用新型进行详细的描述。