燃气锅炉厂家直销燃气蒸汽发生器
核反应堆的蒸汽发生器是核电厂一、二回路的枢纽,是核能一电能转换系统中的重要设备,它的可靠性与核电厂的经济性、安全性密切相关。蒸汽发生器传热管一旦破损,对核电厂安全将构成威胁。对于钠冷快堆,后果更为严重。传统的间壁换热式蒸汽发生器固有的结构特点是两种介质仅隔一层管壁传热,这一特点使得任何一根传热管破裂都会发生两种换热介质相互串通的危险。尽管各国都把研究与改进蒸汽发生器当作完善核电技术的重要环节,但确保快堆蒸汽发生器的可靠性至今仍是一个技术难题。热管的出现,使得这一问题有可能得以较快解决。热管传热先经过蒸发段管壁,然后再通过冷凝段管壁,任何一侧管壁破坏都不可能使两种换热介质混合。单根热管的破坏既不影响传热的进行也不会因为泄漏而被迫停堆。图7-10所示为650MW钠冷快堆热管蒸汽发生器的流程示意图。钠冷快堆中的液钠由钠泵输入热管过热器蒸发段后,再进入热管蒸汽发生器的蒸发段;冷凝段产生的饱和蒸汽进入过热器冷凝段被进一步过热后进入汽轮机。与钠冷快堆传统的冷却方式相比,省去了二回路及其蒸汽发生器,也省却了二回路循环泵,这样有望简化流程并提高系统可靠性。
  实现热管在核电工程中的应用的关键技术之一是开发可在不同条件下工作的钠一钼(或者不锈钢)热管、汞-不锈钢热管、水-碳钢分离式热管、可变导热管,并开展热管传热极限、内部吸液芯结构、充液量、制造方法等方面的研究工作。我国自1976年起已致力于热管工业应用的研究开发,已完成汞热管的性能研究以及化学反应器工业实验、高温热管蒸汽发生器(已运转多年),钠热管的性能研究、高温热管空气预热器工业应用开发、分离式热管性能研究、充气式可变导热管的性能研究等。其中汞热管的长度达6m,高温热管轴向传输功率达45kW,大型分离式热管换热器的传热负荷达12.2MW。这些研究开发工作已为热管在核电工程中应用打下了一定基础。由于核电工程的复杂性,要实现其工程应用,涉及的技术问题很多,许多深入的研究工作有待进行。