核电厂重要厂用水系统换热器热力性能评价方法分析

邵会福，王建国，凌学会，徐 鑫，王季能

（红沿河核电有限公司，辽宁 大连 116001）

·发电技术·

核电厂重要厂用水系统换热器热力性能评价方法分析

邵会福，王建国，凌学会，徐 鑫，王季能

（红沿河核电有限公司，辽宁 大连 116001）

为解决北方某核电厂重要厂用水系统冬季工况下换热器热力性能评价问题，结合换热器传热设计的基本理论及换热器热力评价相关文献，对比分析目前各核电厂对该换热器热力性能评价方法原理及适用范围，总结现有评价方法在冬季变工况运行下换热器热力性能评价中存在的不足，针对这些不足提出了冬季变工况下换热器热力性能评价适用性改进方案。

核电厂；板式换热器；对数平均温度法；污垢热阻法；列线图；热力性能评价

0 引言

在核电厂正常运行工况或事故运行工况下，设备冷却水系统所传输的热量都需要通过重要厂用水系统的换热器传输到海水中，该换热器的热力性能直接影响机组的安全运行。根据安全监督要求，核电厂需要定期进行重要厂用水系统换热器热力性能评价工作。

国内大部分核电厂普遍采用对数平均温度法进行换热器热力性能评价。大亚湾核电直接采用换热量与对数平均温度的比值作为评判标准。田湾核电厂的验收准则根据正常运行工况和冷却工况及冬季和夏季的区别作相应的调整，同时在计算中对热侧流量和冷侧流体入口温度根据设计值进行修正。还有部分核电厂采用简化的污垢热阻法。在核电厂定期试验导则给出了额定流量下的热侧流体入口温度曲线图，通过比较热流体温度值是否在要求的范围内判定换热器的换热能力是否满足设计需求，秦山核电厂换热器评价采用这种列线图方式。红沿河核电厂冬季海水温度低，重要厂用水系统做了适应性改进［1］，对海水进行了旁流，通过不同的档位切换实现冬季工况下流经换热器流量调整，流经换热器的海水流量最低可能只有100 m3/h（设计运行流量2 000~3 000 m3/h）。现有的换热器热力性能评价方法无法对红沿河复杂工况做出很好的评价。为此，对现有试验方法进行分析推导，找出换热器变工况下现有评价方法的不足，并且针对红沿河的特殊情况，提出新的评价方法。

1 现有换热器评价方法分析

对于逆流板式换热器，忽略热量损失，根据能量守恒其热平衡方程为

式中：W为热负荷；Qm1、Qm2分别为冷流体和热流体质量流量；CP1、CP2分别为冷流体和热流体定压比热；t1、t3分别为冷流体进口、出口温度；t2、t4分别为热流体进口、出口温度；K为传热系数；A为换热面积；tm为对数平均温差。其中，传热系数K的本质表达式为

式中：h1、h2分别为冷、热流体换热系数；RW为板片热阻；E为污垢热阻。

1.1 对数平均温度法

根据换热器数设计原理及传热学的理论［2］，换热器的传热系数是与换热器结构参数、板片参数、实际运行工况下冷热流体的流量及入口温度相关的参数。基于传热系数的影响因素，结合核电厂对换热器换热能力的多种工况要求，计算出换热器传热系数的最低安全限值，进而求得传热系数的评价标准值［7］。 在文献［7］的推导过程中可以看到，这种评价方法理论基础的核心是假定传热系数K与流体温度、压力和流量无关。在板式换热器工作的参数范围内，将式（2）中 RW、h1和视为常数，则传热系数 K就是只与换热器污垢热阻E有关的参数。将实测参数求出的传热系数值与验收标准值对比，只要满足实际计算值大于验收准则值，即可证明换热器满足安全准则要求。

这种评价方法的优点在于计算方法简单，在大亚湾等核电运行经验来看，评价比较准确。但是，这种评价方法的问题是比较明显的。根据相关文献［4-5］的描述，流量对传热系数的影响很大，不能忽略。Alfa Laval给某核电站提供的冷侧流体流量与传热系数曲线见图1，从中可以看出：在热流体流量、温度冷流体入口温度不变的前提下，传热系数随冷流体流量增加变大。对数平均温度法之所以在部分核电中得以广泛应用，其关键在于在这些核电厂中，换热器的冷热流体流量基本处于设计流量下运行，流量波动范围很小，采用对数平均温度法计算的传热系数基本能够表征换热器的污垢情况。

图1 传热系数随海水流量变化曲线

1.2 热流体入口温度列线图法

秦山核电采用列线图法对换热器进行热力性能评价。该方法的核心在于忽略换热器冷、热侧流体的流量变化的影响。定义换热器冷侧和热侧的简称为SEC侧和RRI侧。在进行换热器热力评价时，需要采集热流体（RRI侧流体）进、出口温度及冷流体（SEC侧流体）入口温度，通过热流体出口温度t′2和冷流体入口温度，根据图2中的曲线确认允许的最小热流体入口温度tc，当实际测量的热流体入口温度大于tc时，判定换热器换热能力满足。

图2 列线图法曲线图

列线图中的评定曲线是在设计流量、换热器允许的极限污垢热阻的条件下结合换热器结构参数求得的。即如果试验结果在列线图的包络范围内，证明实际污垢热阻小于换热器设计允许的最大污垢热阻，换热器的热力性能满足要求。列线图法与对数平均温度法的区别在于，列线图法充分考虑了冷热流体入口温度的影响，但是列线图法同样没有考虑冷流体流量变化对传热的影响。

1.3 污垢热阻法

实际运行状态下的总传热热阻定义为瞬时传热热阻，换热器清洁状态、实际运行流量下的总传热热阻定义为固有传热热阻，两者的差值即为实际运行状态下污垢热阻值。在现行的方法中固有传热热阻及污垢热阻公式为

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式中：α、β、γ 为试验常数；KPn为设计工况下（冷、热流体设计流量QnSEC和QnRRI）的传热系数；QSEC和QRRI为换热器冷侧和热侧的实际运行流量。

从式（3）中可以看到，固有热交换系数所描述的本质在于通过实际流量与设计流量的比值求出换热器在没有污垢的条件下换热系数。

在进行污垢热阻最大限值的计算时应该提供如下参数：热负荷 Wa、RRI流量 Qa、RRI出口温度 ta、运行时的SEC流量QSEC及运行时的SEC入口温度teSEC。该评价方法验收准则

根据换热器设计理论，温度对换热系数的影响主要体现在流体物性参数上，在温度变化范围不大的条件下，传热系数的主要影响因素就是冷热流体的流量，传热系数可以写成：K＝F（QSEC，QRRI）。 如果能找到三个参数 a、b、c，满足式（8），就可以计算实际流量下的固有热交换系数［6］。通过计算实时热交换系数与固有热交换系数差值得到污垢值。

首先从数学角度对上式进行分析：K=f（Qsec）+g（Qrri）+m。如果污垢热阻法成立，则应该满足如下命题：

对于已知函数 z＝f（x）+g（y）+m，存在定常数a，b，c，满足：

其中

式（12）在空间表述上它是平面方程，可以通过设计给定的正常运行数据（无污垢换热器）通过求极值的方法求出 a、b、c 。

这种计算方法存在一个置信区间，只有实际运行时换热器两侧流量在设计给定的流量附近求出的传热系数才会在置信区间内，所以这种方法在温度变化很小，且换热器实际流量基本在设计流量附近的条件下才是可行的，对换热器流量变化范围和温度变化范围均很大的情况不适用。

2 换热器热力性能评价的改进方案

从以上分析可知，现有换热器热力性能评价方法不适用的关键在于海水侧流量和温度变化范围较大。换热器热力性能评价的改进方案必须包络海水侧流量和温度变化的影响。

2.1 采用RRI出口温度列线图评定法

给定换热器两侧进口温度和流量，换热器出口温度大小就可以衡量其换热性能。通过给出换热器设计允许污垢热阻及额定流量下不同RRI入口温度的RRI出口温度随SEC入口温度变化的曲线，通过实际RRI入口温度插值，根距实际SEC入口温度得出额定流量下RRI出口温度，在通过RRI流量和SEC流量修正，得出在实际流量和入口温度及设计允许热阻条件下的RRI出口限值。如果实际RRI出口温度小于RRI出口限值，说明换热器换热能力足够，不需要清洗。

某核电厂重要厂用水系统在进行冬季情况下适应性改进设计时设计了9种运行工况，每种运行工况下流过换热器的流量是基本恒定。为了尽量减小流量变化的影响，需要对每个阀位工况出一张RRI出口温度图表。图4为模拟计算四阀位、设计RRI/SEC流量、设计允许污垢热阻、部分RRI入口温度trri条件下的RRI出口温度图。

图3 RRI出口温度曲线

在实际运行中，RRI、SEC实际流量与设计工况下的流量值存在偏差，所以需要将实际流量修正到设计流量。

RRI流量修正：

SEC流量修正：

经过RRI流量和SEC流量修正后的RRI出口温度：

因为污垢热阻越大，换热器换热能力越差，RRI出口温度越高。若修正后出口温度t小于验收曲线数值，且出口温度在15~45℃之间，说明换热器实际污垢值小于允许污垢热阻值，认为换热器换热能力足够，不需要清洗换热器，反之，需要清洗换热器。在评定准则中 “热流体出口温度在15~45℃之间”是核电厂的相关系统对热流体经过换热器后温度的要求，如果热流体出口温度超过该范围，意味着换热器已经无法满足设计需求，必需进行清洗或更换。

2.2 理论计算污垢热阻法

从前文中详细推导中可以看到现有污垢热阻法存在的问题主要在于传热系数计算的简化，如果根据换热器传热基本原理计算传热系数，结合污垢热阻法的思路可以完成换热器在变流量和变温度条件下的换热性能进行评价的。

结合换热器的传热模型，通过厂家对干净无污垢的换热器进行试验，根据测得的试验数据计算换热系数的相关参数 c，m，n 的数值［7-8］

根据传热方程式结合试验测得的流量及温度数据参考式（1）和式（2）计算实时污垢热阻值。计算允许污垢热阻的方法与原污垢热阻法类似，需求的原始参数与原污垢热阻法一致。具体计算过程为：根据式（1）求得RRI侧入口温度teRRI、SEC侧出口温度及极限工况下允许传热系数kreq；根据式（2）和极限工况下的参数求取极限工况下固有传热系数kpro；根据式（5）求取允许的污垢热阻。

3 结语

对于某核电厂重要厂用水系统热交换器冷水旁流的设计方案，由于其流量和海水温度的变化范围较大，核电站现有的换热器热力性能评价方法（对数平均温度法、污垢热阻法及列线图法等）已经不适用。

RRI出口温度列线图评定法充分考虑了冷、热流体入口温度变化的影响，针对九种运行工况绘制的九张列线图减少了冷流体流量变化对传热系数的影响，最后考虑到实际运行工况与设计工况的偏差进行冷热流体流量修正，最大限度保证评定方法的准确性。RRI出口温度列线图评定 法的运用关键在于给定污垢热阻条件下列线图的绘制。

理论计算污垢热阻法是根据换热器计算基本理论结合原有污垢热阻法的思路结合而成，彻底解决换热器冷热流体流量、温度参数变化的影响。理论计算污垢热阻法的运用关键在于换热系数方程中相关参数的确定，计算复杂性有所提高。

［1］董桂法，闫志伟.红沿河核电厂重要厂用水系统档位切换对反应堆功率的影响研究［J］.大亚湾核电，2015，79（4）：4-6.

［2］钱颂文换热器设计手册［M］北京：化学工业出版社，2002.

［3］杨廷.RRI板式换热器安全准则、验收标准和试验要求［R］.深圳：中广核工程设计有限公司，2014.

［4］高小龙，刘玉洪，唐晓会，等.流体流速对钛板板式换热器总换热系数的影响［J］.煤气与热力，2014，34（10）：13-15.

［5］郑瑞芸，姜永成，方修睦.板式换热器在变流量工况下的相对传热系数分析［J］.暖通空调，2010，40（10）：85-88.

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［7］高青，卓宁，马其良.多参数优化拟合确定换热器冷、热流体换热规律的研究［J］.吉林工业大学学报，1991，（3）：46-51.

［8］张海泉，田向宁，姜永成.建立板式换热器传热准则方程方法的对比［J］.煤气与热力，2011，31（12）：19-22.

The Thermodynamic Performance Evaluation Method Analysis of the Safety-related Service Water System Heat Exchanger in Nuclear Power Plant

SHAO Huifu，Wang Jianguo，LING Xuehui，XU Xin，WANG Jineng
（Hongyanhe Nuclear Power Plant Co.，Ltd.，Dalian 116001，China）

In order to solve the problem of evaluating the thermodynamic performance of the heat exchanger of the safetyrelated water system in the winter operation in a nuclear power plant located in northern part of China，comparative analysis is carried out for the foundation of the evaluating method and applicable range of the performance evaluation of the heat exchanger performed by different nuclear power station based on the basic theory that the heat exchanger design follows and the literature reviews on the evaluation of heat exchanger performance.The drawbacks of the existing evaluation methods of the thermal performance of the heat exchanger under various working conditions in winter are summarized.Based on the insight study on these problems，we proposed an improved scheme of thermal performance evaluation for the heat exchanger under winter condition.

nuclear power plant；plate heat exchanger；logarithmic mean temperature method；fouling resistance method；nomographic chart；thermodynamic performance evaluation

TM623.7

B

1007－9904（2017）10－0061－04

2017-04-12

邵会福（1987），男，工程师，主要从事核电厂机组出力分析、换热器性能监督及泵水力特性分析等相关工作。