一种核一级换热器的设计

陈清琦 周 全 李经怀 陈红生

（上海核工程研究设计院)

一种核一级换热器的设计

陈清琦*周 全 李经怀 陈红生

（上海核工程研究设计院)

所设计的一台换热器为核一级设备，主要用于冷却核岛中某关键设备的一次侧水，从而保证核电站机组的正常运行。介绍了该换热器的设计过程。通过对设备的材料、设计、制造、检验和试验等环节的控制，确保了该设备能安全稳定地运行。

换热器 压水堆核电站 HTRI 设计 热工计算

0 引言

本文介绍的这台换热器为核一级设备，主要用于冷却压水堆核电站某关键设备中的一次侧水 （一回路的水），以保证该设备内的温度不会过高，从而保证核电站机组的正常运行。换热器的设计就是根据给定的工艺设计条件，遵循现行的法规、规范、标准和导则，在确保安全的前提下，经济、正确地选择材料，并进行结构和强 （刚）度设计。设计中，在满足设备功能的前提下，还需综合考虑材料、结构、制造、检验和经济性等诸多环节。

1 设计输入

核电站的设备根据其安全功能和安全重要性进行分级，通常分为核一、二、三级和非核级。根据设备规范书的要求，该换热器的管侧为核一级，壳侧为核三级，设备支撑为核一级。由于该设备需遵循ASME BPVC 2007版 （2008补遗）和TEMA第8版，因此管侧的设计需满足ASME BPVC第Ⅲ卷第1册NB分卷的要求，壳侧的设计需满足ASME BPVC第Ⅲ卷第1册ND分卷的要求，设备支撑的设计需满足ASME BPVC第Ⅲ卷第1册NF分卷中对1级部件的要求。该换热器管侧介质为一次侧水，壳侧介质为设备冷却水。其余主要设计参数如表1所示。图1所示为该换热器的外形图。

2 材料

压力容器用钢除具有一定的强度指标外，还应具有良好的抗断裂韧性、可制造性以及与介质的相容性等。考虑到该设备的服役环境及设计要求，决定主要材料选用304奥氏体不锈钢。同时由于304奥氏体不锈钢易发生晶间腐蚀，故传热管及管板材料选用304L。

表1 主要设计参数

图1 换热器外形

3 热工计算

根据规范书的规定，对于图1所示的外形结构，该设备采用U形管式热交换器典型的结构。采用 HTRI软件对该设备进行热工水力计算[1]。HTRI是由美国传热研究学会 (Heat Transfer Research Inc.）开发的软件，它包含了换热器及燃烧式加热炉的热传递计算及其他相关计算软件。该软件采用标准的Windows用户界面，其计算方法基于多年来HTRI收集的工业级热传递设备的试验数据。HTRI的计算模型采用的是完成增量法，使用设备各局部位置的物性进行该位置的热传递和压降计算。

该换热器计算采用HTRI中的HTRI-Xist模块，此模块可用于管壳式换热器的设计、性能分析和模拟计算，支持包括所有的标准TEMA类型的计算，并且集成了流致振动计算和管子排布工具等内容。根据规定的换热器几何结构和工艺参数，利用HTRI的热传递计算和压降计算的经验公式，可进行换热器性能的预测。

通过HTRI软件的计算，获得了正常运行工况下满足热工水力设计要求的换热器结构参数。该换热器类型为BEU型，壳侧筒体内径为670mm，总长2070 mm，U形管数量为963根，规格为Ø9.53 mm×0.89 mm，U形管按三角形排列，管间距为12.7mm，换热面积为110.08 m2。表2和表3分别给出了HTRI计算的流致振动分析结果与TEMA标准中的要求对比，从对比结果可知流致振动满足TEMA标准中的相关要求[2]。

表2 正常运行工况管束流致振动分析结果

表3 正常运行工况最靠近进口处的传热管流致振动分析结果

4 强度计算

该换热器强度计算的内容主要有壳侧筒体厚度计算、壳侧封头厚度计算、管箱筒体及管箱封头厚度计算、传热管壁厚计算、管板厚度计算以及管侧、壳侧开孔补强计算。换热器管侧、壳侧 （除支撑外）各零部件强度计算满足ASME BPVC第Ⅲ卷第1册NB和ND分卷的要求。

5 检测

焊接是压力容器零部件之间的主要连接方法。由于容器的失效往往是在焊缝部位先失效，因此必须对焊接的质量进行严格控制，必须对焊缝进行无损检测和有损检测。

对于该换热器，焊缝的无损检测要求有：所有全焊透A、B类接头需经100%RT+PT无损检测；所有全焊透C、D类接头需经100%RT或UT+PT无损检测；其他接头需经100%PT检测[3]。除此之外，还需进行氦气泄漏试验及胀管区的涡流检测以证明U形管与管板焊缝的密封性和胀管质量。

焊缝的有损检测通过设置焊接见证件的途径来实现。焊接见证件应与所代表的产品焊件采用同一炉批材料 （包括焊接材料），执行同一焊接工艺规程，具有相同坡口尺寸，由同一焊工完成。见证件应进行和产品焊缝相同要求的无损检测。对于该换热器需设置传热管与管板之间的焊接见证件、管箱与管侧进出口接管之间的焊缝见证件、筒体纵焊缝见证件。传热管与管板之间的焊接见证件应按NB-5274的要求，用液体渗透法进行检测，并应满足NB-5350的验收标准[3]。随后，通过每根管子沿纵向剖开组件。剖开前，可将管板见证件厚度加工到13mm。每根管子剖开后暴露的四个面应抛光，并用适当的浸蚀剂浸蚀，然后用目视检测有无裂纹。焊缝深度应不小于管壁厚度的1.4倍，且用10倍放大镜进行观察，焊缝及热影响区不得有裂纹、未焊透和咬边等缺陷存在。管箱与筒体焊缝见证件、管箱与管侧进出口接管焊缝见证件和筒体纵焊缝见证件需按表4所示的要求进行试验及验收。

6 试验

换热器管侧和壳侧实施水压试验，其中管侧水压试验按照ASME BPVC-Ⅲ-1-NB-6000的要求执行，壳侧的水压试验按照ASME BPVC-Ⅲ-1-ND-6000的要求执行[3]。

管侧水压试验最低压力为21.50 MPa，壳侧水压试验压力为2.13 MPa。在水压试验保压期间，不得有任何泄漏、异常变形或鼓泡。水压试验所用的水质应为A1级水。

表4 焊接见证件的方法和要求

7 结论

综上所述，设计的这台换热器能满足设计规范书中的要求。通过对材料、设计、制造、检测和试验等环节的严格控制，确保了该换热器的质量，从而保证了整个核电站的安全稳定运行。

[1]HTRI[S].Version 6.

[2]TEMA-8th Edition.Standards of the Tubular Exchanger Manufacturers Association[S].

[3]ASME BPVC-Ⅲ-1-2007+2008 Addenda.Rules for Construction of Nuclear Facility Components[S].

[4]AWS B4.0M-2000.Standard Methods for Mechanical Testing ofWelds[S].

[5]ASTM E21-2009.Standard Test Methods for Elevated Temperature Tension Tests ofMetallic Materials[S].

[6]ASTM A262-2010.Standard Practices for Detecting Susceptibility to Intergranular Attack in Austenitic Stainless Steels[S].

Design of a Nuclear-grade 1 Heat Exchanger

Chen Qingqi Zhou Quan Li Jinghuai Chen Hongsheng

The designed nuclear-grade 1 heat exchanger ismainly used for cooling the primary side water of the key equipment of the nuclear island,so as to ensure the normal operation of the entire nuclear power unit. Introduces the design of the heat exchanger,controls thematerials,design,manufacture,inspection aswell as testing of the exchanger to ensure its safe and stable operation.

Heatexchanger;PWR nuclear power station;HTRI;Design;Thermal calculation

TQ 051.5

2012-11-07）

*陈清琦，男，1983年生，工程师。上海市，200233。