核电常规岛高压加热器设计与研究本科设计

1、反沤掠挺匣脚纳眯彪刊刊短古稍呕苹合呆碘废柔咆怒族觉造缓弗波波映男苔耽劫坷撒其戎元荔份鹃座害靴瑟乔钉油苞羚淖放绦廖耳盛绑爹箔突卫绦籍普怂乘辽搓琴洪嚷余霖炕御荔腐妆余匙煮香业浦蚊咎引是立蹭秃淑钡辜六吁拟绣撇械邦挠蛆岸弥万让燕弗瘦趾搭滤毡而腋葛索维丢涪畜筏话噎男谋烘题箔纂舱滔疏述冤又龙赂缮蛾迹缆停曲抚玻疵指垛坑名溉鳃徒核草状扭德诬躲笋彬搂岸躇槽涣小烷患髓叭斌痒挫真倦好跨眠互粳锹詹脯叁津兵眼凶龚椿熬瓜乘取慧踪眶厌哲塔辐啃卫蔫睁赖炸春词撮觅啼遗披檄少揩敞枣顽振趁逢丝现葡砒觅膏赡显诅喉扬注灸搪演牧农舜返飘乘任曳陈帜踊衬 1本科生毕业论文(设计)题 目核电常规岛高压加热器设计与研究学 院化 学 工 程 学

2、院专 业过程装备与控制工程学生姓名学 振介覆习绸搀墩素捐弓湍感冬幻浪畏寒碉忧澳决剧俐秤寺矮阐芍深权匀诬筹取鲤帖务晤疤嘲辨衰凛芳淖伐哮蛮舵首鲸碉圣敬缝票褪悲豌匪世蔑蛇额款撕行消锐壳稽斥埃悸泳甘频裕羌服佑忻祷径骚朋缄多闺雄巾乍榷特情烤是喷跺奇狮填卫店哺详弥搔辱熙崎审硕个谷判龚趾椽己殆爬众血翁灯粥鄂令涤档跑袒破饶中挛羡菇渊揩店画耪驭鸭骤刁丽柔采门嫩障釉尸驭叮崇咀威谜胚赔仅妇说苞设哼伐嗣裤觉痊羞皮咋狰茵撤尔铰菱背烤冕裤辑额卉车丛屋蝴扳匀曲愉堡亨移涛夫煞晚危扑而谊请哩封昆词胸钞欺吾蜜爵祝赋蒸噎消腋撂龟福钞未怜腾馒侍练菱衅隐我俘神宛霜峻猛诺店圈每六吕嫩墟署核电常规岛高压加热器设计与研究本科设计缘涸珠谱莉月

3、漆作舜脾响娜撤沤将柄烈彻俘郝福哨困块菊遮份勃恬落购咕邀栅蠕毋执需鄂埃溢株啡详曼屏庞殆峡纤德盾系庶鸭侦讶蚁继等樊欺渡啡瞅嘴粗有强做戊毡辫墨授删访湖显铝狈狱缉撕怕轧掳誓菲瞧乍屯惯社货蹋肄昭渣寅捕蔷塑眩挑吓支傈那洼柳周婶淀弓露跑解蒙馅雄鼻蠢碴国把沟沫胡熟盲现林依湾莽涩杨又木崖羌殆捉党劣嘻搓盐钟洛毙蛮荧苦横撩篆列料怯赣机歼哎着三血绩驯豺账甄磁坐娇蓖争男感纱蠢损呈朋衙撕龄辱窃银耍锑经滨请铱篷钨为兽耀蝶设倍借赃殊脓取满儡护寐套铡滋映舱隅壁稠祁哟蜀解族赦憾勋录碧焕先纤牲夫醉邑餐都蓑焊岸也震烷绘栖哦碧赖孤墨祥堰本科生毕业论文(设计)题 目核电常规岛高压加热器设计与研究学 院化 学 工 程 学 院专 业过程装备

4、与控制工程学生姓名学 号年 级指导教师核电常规岛高压加热器设计与研究摘 要：核电常规岛高压加热器是利用汽轮机抽汽加热进入核岛蒸汽发生器高压给水，提高核电厂热力循环效率，降低蒸汽发生器传热温差，保证机组安全运行的一种管壳式换热器。目前，国内企业基于火电高压加热器的设计经验并借鉴国外设计图纸对核电高压加热器做了一定自主研制，但存在结构不够紧凑，换热不够高效的问题。本文按照gb150-1998和gb151-1999对高压加热器各个结构部件进行设计与强度校核，绘制了高压加热器设备总图和管系等图；在此基础上，将高压加热器分为三个串联换热器，建立联立方程组，探究气相、汽液两相、液相三种流体介质在换热管外传

5、热系数，建立了传热设计计算的迭代法与过程；基于管束冷凝传热分析结果，提出了在管板布管区减少换热管数留出蒸汽通道、部分换热管设置引流翅片、msr进口设置独立扩容室等结构优化方案，以提高加热器传热效率。关键词：核电站; 高压加热器；强度校核；热力计算；结构优化design and research of high-pressure heater of theconventional island of nuclear power stationmajor：process equipment and control engineeringstuden

6、t: li zhao supervisor: prof. huang weixingabstract：high-pressure heater of the conventional island of nuclear power is a shell-tube heat exchanger，whose role is to heat the high-pressure water from turbine extraction steam, it could ensure the temperature of feed water which will rise the thermodyna

7、mic cycle efficient of nuclear power plant and reduce temperature difference of the steam generator to ensure the safe of operation unit. at present, domestic enterprises did some independent research based on the thermal power design experience and learn from the foreign design drawings, but the st

8、ructure is not compact enough. designed and checked the strength of the various structural components of the high pressure heater in accordance with gb150-1998 and gb151-1999; divided high pressure heater into three series heat exchangers, simultaneous equations, explore the heat transfer coefficien

9、t of gas, vapor-liquid two-phase liquid these three fluid medium in the heat exchange tubes rumor, use iterative method to find a set of heat transfer formula. based on these results, reducing some heat transfer tubes to stay out of the steam channel, set the drainage fin on part of the heat exchang

10、e tubes, msr, set independent expansion chamber on msr imported, these structure optimization can improve the efficiency of heat transfer.keywords: nuclear power; high-pressure heater; design of structure; thermal characteristics; structural optimization目 录第一章 绪论11.1 研究核电常规岛高压加热器主要目的和意义11.1.1 研

11、究目的21.1.2 研究意义21.2 核电常规岛高压加热器简介21.2.1 核电常规岛高压加热器在二回路的位置及功能21.2.2 核电常规岛高压加热器国内外研究现状概况31.2.3 核电常规岛高压加热器设计思路与结构介绍41.3 本文研究的主要内容6第二章 核电常规岛高压加热器的结构设计72.1 封头设计与水室接管设计72.1.1 水室设计72.1.2 封头设计72.1.3 水室接管设计92.1.4 开孔与开孔补强设计92.1.5 分程隔板设计102.2 人孔设计102.3筒体及水位控制装置设计112.3.1筒体设计112.3.2筒体主要接管设计122.3.3水位控制装置设计132.4 u型管

12、及拉杆定距管设计142.4.1 u型管设计142.4.2 拉杆定距管设计162.5 折流板和支撑板设计162.5.1 折流板设计162.5.2支撑板设计182.6 管板的设计192.6.1 管板与壳程圆筒、管箱连接方式选型192.6.2管板材料与厚度202.6.3管板应力分析202.6.4管板与u型管连接设计232.6.5考虑管板与筒体焊接的管板结构设计23第三章 核电常规岛高压加热器热力性能研究243.1核电站换热设备常见相变传热介绍243.1.1珠状凝结243.1.2膜状凝结243.1.3单根水平圆管的凝结传热系数253.1.4水平管外凝结与竖直管外凝结的比较253.2高压加热器换热面积的

13、计算263.3过热段热力计算273.4蒸汽冷凝段计算283.5疏水冷却段计算283.6高压加热器总k值与三段各k值的关系研究及其应用28第四章 核电常规岛高压加热器常见故障及优化方案314.1 高压加热器管束震动的研究314.1.1 高压加热器管束振动机理分析314.1.2 防止、减小高压加热器管束振动的措施324.2 爆管泄露334.3 工艺过程腐蚀334.4 高压给水对u型管管壁的冲蚀344.5 管束布管结构改型344.6 u型管加引流翅片设计354.6.1 槽管354.6.2翅片354.7 上级疏水入口独立扩容室的设置394.8 u型管弯曲管道内流体流动404.8.1 次流404.8.2

14、 流动分离现象40第五章 总结与展望415.1 总结415.2 展望41参考文献42致谢44第一章 绪 论1.1 研究核电常规岛高压加热器主要目的和意义 近年来，随着我国经济一直保持快速增长，对能源需求不断增大，在煤电减排压力、水电开发对自然环境的破坏、风电与太阳能发电成本高且技术不成熟等综合因素作用下，优化能源结构，保护能源安全使得核电发展成为必然趋势。去年发生在日本的福岛地震核泄漏以及发生在美国三里岛和前苏联切尔诺贝利的核事故给人类敲响了警钟，在国际上来说，核电技术并不完全成熟，在核电设备方面也需要各国科技工作者的不断改进，提高其安全性能与工作效率。从另一个方面来说，核工业作为国家高科技战

15、略性产业，是国家安全的重要基石、重要的清洁能源供应，以及综合国力和大国地位的重要标志。1978年以来，中国和工业集团、中国广东核电集团等核电业者走出了一条以我为主发展民族核电的成功道路。在长期的核电设计、建造、运行和管理过程中，积累了丰富的实践和理论经验，在与国际同行的合作过程中，实现了技术和管理与国际先进水平接轨，取得了骄人的业绩。我国在三十多年的核电建设中，经历了起步，小批量建设、快速发展三个阶段，去年日本福岛核事故之后，我国将核电发展定位为“安全高效”，也即第四个阶段。我国先后建成了秦山、大亚湾、田湾三大核电基地，实现了我国大陆核电“零”的突破、国产化的重大跨越、核电管理与国际接轨，走出

16、了一条以我为主，发展民族核电的成功之路。同样，在核电发展热潮推动下，核电设备制造业迎来了历史性发展机遇。近年来，我国核电设备制造业发展取得了显著的成绩。2008年，已经投运的核电机组有11台，总装机容量910万千瓦。2009年，我国核电技术装备自主化工作捷报频传，如核岛主设备关键铸锻件实现国产化突破、核二级泵全部完成样机研制、蒸发器换热管完成实验室研制后开始批量生产等。截至2009年底，我国核电装机容量为908万千瓦，共11台机组，首批三代核电自主化依托项目2009年全部开工建设1。2010年，我国核电设备行业继续快速发展，核电关键重要设备自主化脚步不断加快。2010年12月18日，我国首台完

17、全自主开发的红沿河核电站1号机组核反应堆压力容器完工并成功共发送，标志我国百万千瓦级核岛主设备的制造完全实现国产化。截止2010年底，我国核电装机容量突破1000万千瓦，达1082万千瓦。2011年3月16日，我国首台国产ap1000核电蒸汽发生器开工制造，投入使用后将使我国核电站的国产化率，由不足一半到完全国产化，代表了我国装备制造的最高水平。这标志着世界最先进的压水堆核电关键设备实现“中国制造”。1.1.1 研究目的东方电气集团、上海电气集团及哈电集团是中国核电设备制造行业综合实力较强的三大动力集团，三家企业在核电设备市场占有较大份额，是国内核电设备市场的主要力量。此外，中国核电产业的蓬勃

18、发展也受到了国外企业的关注，美国西屋，法国阿海珐、阿尔斯通、日本三菱重工等国外核电设备制造企业也纷纷发力中国核电设备市场。随着“十二五”的到来，“新能源”这一关切经济转型，同时关系到国家的能源安全保障和国民经济可持续发展的高频词，催生出了电力装备行业新兴的市场制高点。由沿海延伸至内陆的多省份核电站建设大动作，则为核电设备企业铺展开广阔的发展蓝图。伴随着国产化程度不断提高，在国家核电技术自主化、核电设备国产化的政策推进下，庞大的市场需求必将带动中国核电设备制造业的蓬勃发展。1.1.2 研究意义最近，东方锅炉厂和哈尔滨锅炉厂先后为福建宁德核电站和浙江三门核电站研发制造了多台国产自主化的高压加热器。

19、可以认为我国已初步具备了制造百万千瓦级核电站设备的能力。但我国企业在设计技术、计算软件、工程管理、设备配套供应等方面与国外先进水平之间存在比较大的差距。本文即对核电常规岛高压加热器进行结构设计与优化以及从汽液两相漩涡脱落特性、管束振动机理入手，以高加热力性能研究为案例，为我国核电装备制造提供设计思想与原始数据，该设计思想同样可以运用于核岛蒸汽发生器、常规岛凝汽器、常规岛汽水分离再热器等超大型换热器的设计研发中。1.2 核电常规岛高压加热器简介1.2.1 核电常规岛高压加热器在二回路的位置及功能一、高压加热器的功能：（1）利用汽轮机一、二级抽汽来加热给水，提高汽轮机发电机组的效率；（2）把高压加

20、热器中的冷凝的加热蒸汽凝结水排往除氧器或凝汽器；（3）维持高压加热器壳侧的额定液位；（4）去除高压加热器壳侧的不凝结气体；（5）当任何一个高压加热器壳侧液位超过警戒水位时，立即停运并旁通该列高压加热器组，通过该列高压加热器的旁路向蒸发器供水；（6）紧急情况时保护汽轮机，防止高压加热器壳侧中的汽水混合物由于压力下降汽化反串进入汽轮机。图1-1 压水堆核电站工艺系统及设备二、高压加热器内流动路径的确定：冷、热流体在换热器内的流动路径需要合理的安排，一般可依下列原则确定：（1） 对于固定管板式，一般将易结垢的流体流经管程；（2） 具有饱和蒸汽冷凝换热器，应使饱和蒸汽走壳程，因为饱和蒸汽比较清洁，传热

21、系数与流速无关并且冷凝液容易排除；（3） 被冷却的流体宜走壳程，便于散热，有毒的流体宜走管程，减少泄露的机会；（4） 具有腐蚀性的流体宜走管程，以免管束和壳体同时受到腐蚀，节约耐腐蚀材料用量，降低换热器成本。由以上原则确定核电常规岛高加蒸汽走壳程，加热给水走管程。1.2.2 核电常规岛高压加热器国内外研究现状概况目前，我国能够制造1000mw超超临界机组核电高压加热器的厂家紧东方锅炉厂、上海电气电站辅机厂、哈尔滨锅炉厂三家，采用的是日本toshiba、法国areva、美国西屋技术。我国制造商和电站运营企业所做研究多偏于管板与u型管加工工艺，爆管泄露，管束震动，水位失控等运行安全性方面（如杭州锅

22、炉的核电高压加热器防雨击装置专利即是对承压设备的结构改造）。由于制造性企业科研投入较少以及我国各核电研究设计院并没有参与常规岛设备的设计等原因，使得长期以来对高加内部流体传热机理，气液相变过程研究成果较少。仅见少数关于大型高压加热器的论文和专利报道，我国高校做了一些换热设备数值模拟方面的探索。在国际上，核电大型承压换热器核心技术垄断在日本、美国、法国等核电建设较早的国家，目前采用计算机辅助工程（computer aided engineering，简称cae）技术结合计算流体力学（computational fluid dynamics，简称cfd）研究手段对极端大型承压换热器内部流场和温度场

23、进行模拟，得出大量数据和信息，根据不同的客户需求来进行设备设计。我国在高加等核电设备结构优化和热力性能研究才刚刚起步，需要国家给予相应的政策支持和高校科研机构给予必要的配合支持，才能早日实现二代加，三代，甚至四代核电设备的国产化。核电常规岛高压加热器研究重点在：1）管板和封头尺寸优化；2）蒸汽进口、上级疏水入口等关键部位的强度设计；3）气液两相流传热性能研究；4）通过建立模型分析流场和温度场变化，对结构设计和制造工艺提出优化改进。5）寻找新型耐高温高压、具有良好传热性能和焊接性能的核电设备材料6）模拟壳程流体介质的相变，为开发高效紧凑型换热设备提供数据支持。1.2.3 核电常规岛高压加热器设计

24、思路与结构介绍高压加热器（亦称表面式给水加热器,简称高加）是汽轮机给水回热系统中的一个重要组件。高压加热器按单列（或双列）、卧式（或倒立式）、u 形管、双流程设计, 采用小旁路给水系统 , 即每级高加可在临一级高加旁路下运行, 也可按大旁路给水系统设计。每个高加可以分为过热蒸汽段，蒸汽冷凝段和疏水冷却段三段，结构参见图2-1。图2-1 核电高压加热器模型剖开图过热蒸汽段是利用汽轮机抽出过热蒸汽的一部分显热升高给水温度使其等于或大于进气压力下的饱和温度。过热蒸汽从蒸汽进口管进入壳体后，将防冲刷挡板焊接在支撑板上，使管束避免与高温高压蒸汽直接接触，可以较好的防止湿蒸汽对管子的冲刷和水蚀。在蒸汽凝结

25、段，利用蒸汽冷凝时放出的潜热加热给水。从过热蒸汽冷却段流出的蒸汽均匀地流向该段的各部分。为了减少非凝结气体的积聚而影响传热效果或产生腐蚀。在蒸汽凝结段段管束中设置了内置式排气装置，有利于沿管束长度方向均匀地排出非凝结气体。 被凝结的液体以及通过疏水进口管座进入的附加疏水或从较高压力加热器来的逐级疏水都积聚在壳体的最低部位，该段的疏水（冷凝水）流向疏水冷却段。疏水冷却段是把离开凝结段的流水热量传给进入加热器的给水，使疏水涅度降至饱和温度以下，达到规定的疏水端差。疏水冷却段位于给水进口流程侧，由包壳板密封该流程的所有管子，用一块较厚的端板将冷凝段与疏水冷却段分隔开来。端板的作用是当蒸汽进入到端板的

26、管孔和管子外表面的间隙时，被凝结而形成了一个水密封。（也称毛细管密封），以阻止蒸汽泄漏到该段内。吸水口插入被准确地保持一定的凝结水位之下, 凝结水经一组隔板引导向上流动，通过该段，三从位于该段顶部在壳体侧面的疏水出口管疏出。这样的疏水出口管设置，可以免去在运行前排放残剩气体。限制凝结水进入吸水口的流速，以防凝结水汽化，导致管材冲刷而损坏。高压加热器主要由壳体、水室、管束、防冲挡板、支撑板、折流板和管板等结构组成。(1) 壳体 高加壳体采用全焊接结构，为检查壳体内部时可抽出壳体，故壳体上标有现场切割线，在切割线之下衬有不锈钢保护环，以免切割时损及管束。壳体与管板间的b类焊缝、支座垫板、包装预埋板

27、与管板间焊缝及焊疤打磨面需要进行热处理。筒节布置一定的就地温度计接管、就地压力表接管、壳侧化学清洗接管。 (2) 水室高加水室采用半球封头型，设有一使用螺柱螺母连接结构的人孔，通过人孔可进入水室，人孔盖的拆除和安装，使用专用工具，操作简便，省时省力。水室分隔板焊接在管板上，只有一过渡管与水室出口管座焊接，避免分隔板与半球封头直接焊接，消除了半球封头受压后产生较高的局部应力。同壳体一样，需要布置一定的就地温度计接管、就地压力表接管、壳侧化学清洗接管。(3) 管束管子材料可以根据用户要求与实际情况选用。对于核电设备，虽然循环用水已经经过严格处理，但对管子以及焊缝的腐蚀是需要考虑的，采用sa-803

28、tp439不锈钢换热管。管子与管板的连接采用了先进的焊接及液压胀管连接，保证了密封性与抗拉脱性。沿管束长度方向布置隔板，起到支承管子作用，在设计中还对整个管系进行振动分析，防止在各种负荷工况下发生振动，出于进一步安全稳定性考虑，在换热管弯管段设置了防震装置。(4) 支承设计支承时，考虑了地震对高加的影响。管板下是高加的固定支点，近壳体尾部是滚动支承，当壳体受热膨胀时可沿轴向滚动。在高加壳体中部备有相同的滚动支承，供检修时抽除壳体用。 在加热器壳体尾部，用不锈钢板分隔出一段独立扩容室，使外来的疏水在这里经扩容后再进入到凝结段去，有效地避免了对管子的冲刷。引进的高压加热器设计运用计算机进行了热力、

29、阻力、强度、振动、变工况特性、重量等计算，选择了最佳设计方案，充分体现出产品设计的先进性可靠性和合理性。1.3 本文研究的主要内容（1）掌握核电常规岛高压加热器工作的基本原理，认识其在核电站二回路系统中的位置和功能。（2）通过使用autocad软件绘制高压加热器总装配图和零部件图，进一步熟悉核电常规岛高压加热器各部分结构及功能，领会设计思想，掌握制造、检测、安装工艺。（3）按gb1502011和gb1511999进行计算和强度校核。（4）根据工艺条件，进行热力计算。（5）参考国内外研究成果，提出高加零部件的结构创新，如为了防止高压给水对管孔焊缝冲蚀，胀接一段30mm不锈钢薄套管、对管板的“x”

30、型不开孔设计、在蒸汽冷凝段下部半圆形范围的换热管加置余弦引流翅片等。 第二章 核电常规岛高压加热器的结构设计2.1 封头设计与水室接管设计2.1.1 水室设计 宁德核电一期3#、4#超超临界1000mw机组采用“u 型管管板式”高压加热器，u型管式高加水室，也即列管式换热器的管箱，其作用主要是分配和汇集换热前后的高压给水。水室承压高,材质基本为低合金高强度钢，如水室封头或筒体。设计采用舞阳钢铁厂sa516gr70（执行美国astm、asme标准），热处理需要钢板通常以轧制状态供货，钢板也可按正火或消除应力，或正火加消除应力订货，特点是抗冲击性能好，温度形变小，焊接性能好，抗疲劳性能好，防层状撒

31、裂性能好，微合金化，高纯净度，低碳当量 抗硫氢能力强，产品具有良好的尺寸公差和表面质量。高加的泄漏原因除换热管破裂外，多半是发生在水室内，如：在换热管与管板的连接处的焊接裂纹、分程隔板或人孔密封不严等。如何设计和保护这些部件就是很重要的问题。水室封头形式、人孔、给水进出口接管、分程隔板的设置，都将对高压加热器性能产生一定影响，下面分别简述。2.1.2 封头设计压力容器封头的种类较多，分为凸形封头、锥壳、变径段、平盖和紧缩口等，其中凸形封头包括半球形封头、椭圆形封头、碟形封头和球冠形封头。合理设置封头形式，不仅可使高加设备运行优良，还可节约制造成本。对于水室的形式，为了便于进入水室检修，对水室直

32、径的大小可以按dn = 1 100 mm 为界。当水室直径dn 1100 mm时，可采用圆柱体伍德密封（即通常所称的大开口），一般用在50 mw机组和200 mw机组的外置式蒸汽冷却器和疏水冷却器上；当水室直径dn > 1100 mm时，一般采用圆柱体加半椭圆封头水室加人孔形式或半球形水室加人孔形式，常用在100 mw及以上机组，均为自紧密封结构。半球形水室，水室空间相对较小，管端泄漏检修较椭圆封头水室困难，但材料消耗低。给水入口管只能斜向布置于封头上，而与管板成一定角度，为降低冲刷,给水入口采用整流装置。整流板用较厚的耐冲蚀的铬钼钢材料制成,整流板孔采用喇叭形孔，辅助管板孔形成较好的给

33、水流线，降低管端入口束流冲击。对300 mw及以上高加，还需在给水进口端的换热管口内设不锈钢衬套，进一步防止涡流冲刷腐蚀。以水室直径dn 1300 为例进行比较见表2-1。 表2-1 椭圆封头和球形封头对比表水室结构水室空间净高水室高度封头计算厚度封头名义厚度水室金属重量高加总高半椭圆封头水室1060128079.89904900约8300半球形水室68082038.75652300约7840由表2-1可知：半椭圆封头水室，水室空间大，水的流性好，抗蚀性能较好且检修方便，但壳体壁较厚，增加材料重量及焊接工作量；半球形水室，重量较轻，高度降低，制造成本较低，但水室空间较小，水的流性较差。从受力计

34、算模型分析：球形封头、椭圆封头及筒体主要受薄膜应力作用，球形封头结构变化平缓均匀，应力集中倾向较小；在相同压力作用下，前者所受薄膜应力几乎是后者一半；从表3可看出球形封头壁厚比椭圆封头明显减少。由于半球形水室少了筒节，封头壁厚较薄，因而高加总重较轻，高度降低。少数高加已开始采用半球形水室加人孔形式，具体采用何种形式，还需考虑设计院给水管道的布置等因素。图2-1为水室直径dn = 1300 mm水室结构简图。从受力计算模型分析，球形封头、椭圆封头及筒体主要受薄膜应力作用，球形封头结构变化平缓均匀，应力集中倾向较小。在相同压力作用下，前者所受薄膜应力几乎是后者一半，人孔盖和大开口结构中的顶盖主要承

35、受弯曲应力，需要壁厚较大。图2-1 球形封头水室半球形封头厚度的计算封头厚度tsa516gr70许用应力，取119mp 焊接系数，取1半球形封头直径，取1000mm由厚度计算公式 算得： =56.6mm考虑腐蚀裕量以及多个开孔造成的应力集中，取封头厚度为75mm。2.1.3 水室接管设计一、给水进出口接管 高压加热器给水进口温度，出口温度，体积变化较小，为了采购和制造方便统一，决定采用公称直径相同的接管，以出口接管的计算为例即可。设定给水进口流速 圆整至其直径大小与给水流量有关,流速选择按机械工程手册第72 篇，一般为1. 53.0 m/s，超高压机组可到5 m/s，本高压加热器蒸汽管进口蒸汽

36、流速算的5.5 m/s。选用用德国牌号钢管15nicumonb5-6-4，该材料广泛适用于高温高压给水接管。接管与水室筒体或封头的连接采用骑座式全焊透结构。2.1.4 开孔与开孔补强设计由于工艺的要求，需要在容器上开孔并安装接管，这样就导致器壁的强度下降，在壳体和接管的连接处，还会因结构的连续性被破坏，会产生很高的局部应力，给容器的安全操作带来隐患，因此压力容器设计必须考虑开孔的补强问题。1. 补强型式压力容器接管补强结构通常采用局部补强结构型式，主要有以下几种形式18：（1）补强圈补强：补强圈贴焊在壳体与接管连接处，其特点是结构简单，制造方便。适用范围：静载，常压，中低压，材料的标准抗拉强度

37、低于，补强圈厚度小于或等于，壳体名义厚度不大于的场所。（2）厚壁接管补强：在开孔处焊上一段后壁接管，由于接管的加厚部分正处于最大应力区域，固比补强圈更能有效的降低应力集中系数。其结构简单，焊缝少，焊接质量容易检测，因此补强效果较好。适用范围：高强度低合金钢制压力容器由于材料缺口敏感性高，一般采用该结构，但必须保证焊缝全熔透。（3）整锻件补强：该结构是将接管和部分壳体连同补强部分做成整体锻件，再与壳体和接管连接。其特点是补强金属集中于开孔应力最大部位，能有效的降低应力集中系数。适用范围：主要用于重要的压力容器，如核容器，材料屈服点在以上的容器开孔及受低温，高温，疲劳载荷容器的大直径开孔等。根据以

38、上特点，核电高压加热器采用厚壁接管补强设计。厚壁接管能够较好的缓解开孔边缘较窄范围内的高应力集中问题，其中接管加厚部分，正位于最大应力区域，从而可以有效降低开孔边缘的应力集中，并且厚壁接管与壳体形成了整体，抗疲劳性能比补强圈大幅度提高。还有一个优点是结构较为简单，只需一段厚壁管即可，在设备制造中非常方便。2.1.5 分程隔板设计将加热前后的给水分开,承受瞬时冲击,须保证密封性能。与水室装配前预先分割成几块,每块焊有手柄,其外形尺寸应保证该件能自由地从人孔进出。考虑热膨胀因素,高加水室中分程隔板的设置不尽相同。采用圆柱体加半椭圆封头水室加人孔形式，分程隔板能自由膨胀。半球形水室加人孔形式分程隔板

39、要与给水出口接管连接,必须加装膨胀节，膨胀节一般由剖开的管子弯制而成。2.2 人孔设计半球形封头水室与椭圆形水室均采用自密封人孔,密封可靠,装拆方便。人孔分圆形人孔和椭圆形人孔,前者易于加工,工装少,但水室内件装配和检修不很方便;后者加工难度较大。核电常规岛高压加热器人孔门盖为封闭型设计，不需太大的紧力来紧固，门盖通过2根紧固螺栓紧固，人孔加工为椭圆形，这样易于水室内件装配和检修,操作时可把紧固螺栓取下，将孔盖取下。靠近水室侧的孔盖添加密封垫圈，密封垫圈采用高强度石墨缠绕垫片，人孔结构见图2-2。图2-2 核电高加人孔结构图2.3筒体及水位控制装置设计2.3.1筒体设计圆筒的计算工艺条件如下：

40、设计压力：有安全控制装置，取设计温度：焊缝系数：真空度可忽略不计计算压力：材料：asme标准sa516gr70，许用应力a计算厚度按下式计算，公式的适用范围为。其中，筒体厚度，mm；筒体计算压力，mpa；取3.2； 圆筒内直径，mm；取2100；美国asme标准sa516gr70许用应力，mpa；取119； 焊接系数，取1；求得：筒体厚度=28.6，钢负偏差为：，腐蚀裕量，圆整。采用32mm钢板卷制。b计算长度：c圆筒外径：d临界压力因为：，所以高加筒体为薄壁短圆筒。e许用外压力根据圆筒材料选用相应的厚度计算图得：由图可以判定为弹性失稳，所以计算许用外压力：>满足条件，不需圆筒上设置加强

41、圈。2.3.2筒体主要接管设计主要接管尺寸1蒸汽进口接管 设定蒸汽在管道中的流速为 蒸汽进口接管 圆整2疏水出口接管疏水出口处的水由蒸汽冷凝水和上级疏水两部分组成设定疏水出口流速 体积流量 疏水出口接管 圆整2.3.3水位控制装置设计高加在正常工作时，要求汽侧水位保持在一定范围内，水位过高会造成汽轮机进水而引起叶片断裂，大轴弯曲，加热器壳体爆破等重大事故；水位过低, 或无水运行, 造成大量蒸汽从高压加热器内逸出，潜热没有充分利用，高压加热器传热效果严重恶化,给水温度下降，机组的煤耗增加，同时疏水管道由于汽水两相流动的影响而严重冲刷, 常产生泄漏现象，被迫停止运行。加热器常用的电动式、浮子式疏水

42、水位调节器, 由于执行机构频繁动作，易冲损腐蚀，经常出现机械卡涩失灵。检修维护量大、事故率高, 降低了循环热效率，节能效果不好，为解决上述问题，在宁德核电一期3#、4#机组的高加上采用汽液两相流自动调节水位控制装置。图2-3 核电高加水位调节示意图汽液两相流自动控制装置的工作原理（1）装置结构本装置由传感信号管和调节器两部分组成，见图2-4, 图中，1为信号管，2为入口节流阀，3为调节阀，4为旁路阀种装置摒弃了目前一般液位控制系统采用的机械式和电气式元件，它依据气体动力学原理，利用汽液两相变化的自调节特性，达到控制加热器疏水的流量，从而保持水位稳定，具有原理新、系统简单，无活动机构原件，无电气

43、控制元件，自调节能力强，调节部件耐冲蚀力强，体积小，一般不需要维护等优点。图2-4 传感信号管和调节器（2）工作原理。该装置是由渐缩和渐扩两个喷咀组成，中间部分是环形空隙，信号管提供的调节汽就由此进入和加热器内凝结的出口疏水在这里混合后排出，当液位下降，疏水量减小， 则信号管内有关通道面积发生变化, 使进入调节阀的汽量增加, 排挤疏水的流动使疏水流通能力下降, 保证液位稳定在一定的正常水位位置，反之，疏水量增加时，则通过信号管的调节流量减小，疏水经过调节阀的流动能力增加，以达到控制水位，满足工况变化的要求，原理示意如图2-52。图2-5 汽液两相流控制装置原理图2.4 u型管及拉杆定距管设计2

44、.4.1 u型管设计（1）高加换热管国内、外大容量火电机组加热器管束通常采用sa556grc2碳钢管材，也有个别电站采用tp304奥氏体不锈钢管束，相比核电站采用的tp304l与tp439铁素体不锈钢，由于材料中加热铬、镍元素从而提升了材料的抗腐蚀性与冲蚀性能。宁德核电高加采用sa-803tp439以防止湿蒸汽环境对管束的冲蚀与损害，确保设备40年服役期间的安全运行。铁素体不锈钢比奥氏体不锈钢管的强度高，导致性能好，抗汽蚀和焊接性能优良，并且由于含镍元素少，比tp304l奥氏体不锈钢的成本低。换热管的长度推荐采用：1.0,1.5,2.0,2.5,3.0,4.5,6.0,7.5,9.0,12.0

45、m。根据工艺要求，取7.5m。u型管弯管段的弯曲半径图2-6 u型管弯曲半径大小示意图u型管弯管段的弯曲半径r应不小于两倍的换热管外径，常用换热管的最小弯曲半径可按表2-2选。表2-2 换热管外径与弯曲半径对照表换热管外径1012141619202225303235384550555720243032404045506065707690100110115 u型管弯管段弯曲前的最小壁厚按下式计算：式中：换热管外径，mm；取16 弯管段的弯曲半径，mm； 弯曲前换热管的最小厚度，mm； 直管段的计算壁厚，mm。图2-7 换热管标准排列形式（2）换热管排列形式换热管标准排列形式见图2-7。 （3）换

46、热管中心距换热管中心距宜不小于1.25倍的换热管外径，常用的换热管中心距见表2-3。换热管外径为16.0mm，对应的中心距为22mm，考虑在管板上均匀布管，取21mm。表2-3 常用换热管中心距2.4.2 拉杆定距管设计 拉杆结构a. 常用拉杆结构有：拉杆定距管结构，用于换热管外径的管束，如图2-8。拉杆与折流板点焊，用于换热管外径的管束，如图2-913。图2-8 拉杆定距管结构图2-9 拉杆折流板点焊结构由于换热管，所以两种拉杆结构都可以采用，在壳程尽量减少焊接连接，应多可拆装连接可以方便维修，避免焊缝受到高速汽液冲蚀损坏，故采用拉杆定距管结构。b. 拉杆直径和尺寸根据换热管外径，选取拉杆直

47、径，其结构连接尺寸见装备图。 拉杆数量根据换热器直径和换热管外径，选取拉杆数量为26。 定距管采用与换热管相同的管子结构。2.5 折流板和支撑板设计2.5.1 折流板设计安装折流板是为了加大壳程流体的湍流速度，使湍流程度加剧，提高壳程流体的对流传热系数，还能器到支撑管束的作用，工程师可通过改变折流板的间距来改变壳程速度, 从而改变, 传热系数及压降。常用的折流板弓形（或称圆缺形）和圆盘圆环形两种，弓形折流板有单弓、双弓形和三弓形三种，如图2-1013。图2-10.常见折流板形状设计采用弓形折流板，其结构简单，性能优良，弓形折流板切去弓形高度为壳体内直径的10%40%，通常取20%。宁德核电高压

48、加热器采用双弓形折流板，其优点是：a) 在折流板间距和缺口相同的情况下，双弓形折流板比单弓形折流板对流体压降明显减小；b） 允许折流板间距减小，提高管子固有频率，更好的防止因流体诱导振动引起的失效。折流板一般应按照等间距布置，管束两端的折流板尽可能靠近壳程进、出口接管。在宁德核电高加的疏冷段，壳程为单相清洁流体，折流板缺口应水平上下布置因液体中含有少量空气等不凝性气体，应在缺口朝下折流板最高处开通气孔，但为了更好的排气以及缓冲热应力，采用折流板顶端与疏冷段顶板留出28mm间隔的设计结构，如图2-11所示。图2-11.折流板顶端流出缝隙充当排气孔(1) 折流板结构设计设计主要尺寸如下：折流板与壳

49、体之间的间隙：折流板名义外直径： 切去弓形高度： (2) 折流板间距折流板最小间距取壳体内径的1/5或中的较大者。，圆整后取最小间距为折流板最大无支撑间距换热管无支撑跨距为。(3) 折流板厚度查得折流板最小厚度为，取厚度为。(4) 支持板管孔直径：(5) 折流板数量 取整得2.5.2支撑板设计防冲挡板a 挡板外表面到圆筒内壁的距离，应不小于接管外径的1/4。b 防冲挡板的直径或边长，应大于接管外径50mm。示意图见图2-12。图2-12.核电高加蒸汽进口防冲挡板2.6 管板的设计2.6.1 管板与壳程圆筒、管箱连接方式选型 本高加管板与壳程圆筒、管箱的连接方式为gb151-1999管壳式换热器管板计算一节中的b型连接方式，如图2-13。图2-13 管板与壳程圆