前言

随着核能的大范围应用，能效问题越来越引起人们的重视，在核电站应用到的众多设备中，热交换器占据了重要的组成部分^[1]。由于传统热交换器能效低的问题，为了满足使用工况，传统热交换器只有增大换热面积来满足使用要求，这样将导致整个设备体积大大增加。紧凑式换热器是一种新型高效的换热器，其形式与板式换热器类似，但有更高的换热效率。本文以某核动力厂余热排出热交换器为研究对象，设计了一种紧凑式换热器，采用印刷电路板结构用于热量交换，根据加工制造和设计经验初步确定换热板片尺寸，通过有限元分析对换热板片进行强度校核，校核结果表明换热板强度合格，再对加工后的设备进行耐压试验，进一步证明所设计的紧凑式换热器产品强度合格，满足使用要求。

 一、核动力厂余热排出热交换器

余热排出热交换器是核动力厂余热排出系统的重要组成部分，其主要作用是在反应堆停堆时导出反应堆持续释放的衰变热，保证反应堆的冷却。目前主流压水堆核动力厂中的余热排出热交换器一直沿用管壳式结构，设备体积较大，不利于厂房布置和优化。

表1为某核动力厂余热排出热交换器的设计参数和尺寸参数，本文以此参数为输入，设计一种紧凑的换热器。综合考虑热负荷大小和微通道结构的加工可行性，采用4个2.65MW的316L不锈钢热交换器单元并联，设备尺寸长宽高为2.6m2.1m2m，总质量约5000kg，体积和质量均优于原换热器（长宽高 121.61.8m，质量20100kg）。紧凑式换热器的芯体结构如图1所示，单个热交换器如图2所示。

表1 紧凑式余热排出热交换器设计输入

图1 紧凑式换热器芯体

图2 单个紧凑式换热器

二、紧凑式换热器板片设计

紧凑式余热排出换热器采用印刷电路板式微通道结构，换热板片通道采用蚀刻加工，冷、热侧换热板片交替布置，考虑产品可靠性，并且冷热侧流体均为液体，因此设计冷侧与热通道尺寸相同。通道截面形式见图3。

图3 通道截面图

板片尺寸的确定如下：

（1）流道宽度w：

为保证加工稳定性，流道宽度宜在0.5~1.5mm之内；为使热交换器尽可能紧凑，在加工允许的情况下流道宽要尽量取大。因此通道宽取w=1.4mm。

（2）流道深度d：

考虑换热板片可靠性和热交换器的紧凑性，在流道宽度固定的情况下流道深度要尽量取大。因此流道深度取d=0.7mm。

（3）流道间距tf：

流道间距常用范围为0.3-3mm，流道间距越小能使换热器更紧凑，且相邻通道间的温度场更加均匀，导热性能更好。流道间距越小会使板片在扩散焊时变形加剧，根据Seok^[2]研究曲线结果，考虑5%左右的变形率。因此流道间距取tf=0.6mm。

（4）板片厚度tp：

根据经验，常用板材厚度为0.5mm、1.0mm、1.2mm、1.5mm等，流道深度d确定后，板片厚度选取越小越好。因此板厚取tp=1mm。

（5）通道节距p：

p=d+t_f即：将数据代入上式得节距p=2mm。

（6）当量直径：

d₁=2dw/(d+w)即：将数据代入上式得d₁=1.02mm。

综上，热交换器选取的板型尺寸为：板厚tp=1mm，流道深度为d=0.7mm，流道宽w=1.4mm，流道间距为tf=0.6mm，节距p=2mm。

三、板片强度校核

因冷侧与热侧板片结构类同，热侧板片承压较高，校核热侧板片强度即可。根据印刷电路板式换热器芯体结构及载荷特点，从芯体中截取热侧板两个通道作为芯体板片有限元强度分析计算模型，如图4所示。

图4 有限元模型

模型前后截面施加等效应力，左右截面施加对称边界，换热通道内壁面施加较大的设计压力。根据标准GB/T150.2，查得316L材质在设计温度180℃下的许用应力为112MPa，由图5强度计算结果可知，换热器芯体板片的最大等效应力为105.94MPa，小于许用应力112MPa，板片强度合格。

图5 强度计算结果

封头校核采用SW6软件，该软件由全国化工设备设计技术中心站组织部分高等院校教师及工程技术人员开发，为国内第一套较为系统的承压容器常规设计计算程序。该程序计算内容丰富、计算结果正确快捷等优势明显。经过校核，封头强度也满足规范要求。

四、耐压试验

按所设计的板片加工制造换热器产品，并进行耐压试验。冷侧板水压试验压力1.7MPa，打压后设备无变形、无泄漏；冷侧板进行气密性试验，打压1.35MPa，设备无变形、无泄漏。热侧板水压试验压力7.8MPa，打压后设备无变形、无泄漏（见图5 a)）；热侧板进行气密性试验（见图5 b)），打压6.21MPa，设备无变形、无泄漏。耐压试验结构表明所设计的产品满足强度要求。

图6 热侧板耐压试验

五、结论

经过初步设计、有限元仿真和耐压试验，得到以下结论：

（1） 产品耐压试验表明，将经验设计和有限元方法相结合，可以设计出满足强度要求的合格换热板片。

（2） 紧凑式换热器产品的强度满足使用要求，此类换热器有望替代现有核动力厂管壳式余热排出热交换器。

（3） 同等热负荷条件下，与传统的管壳式换热器相比，紧凑式换热器的体积和质量均更小，在核动力厂使用紧凑式换热器，契合核动力厂小型化、微型化的发展趋势。

参考文献

[1] 广东核电培训中心编. 900 MW压水堆核电站系统与设备[M]. 北京: 原子能出版社, 2007.

[2] Choi S B, Barron R F, Warring R O. Fluid Flow and Heat Transfer in Micro tubes, Micro mechanical Sensors, Actuators and Systems, ASME DSC, 1991, 32:303-314.

作者简介：张后龙（1983~），男，高级工程师，现主要从事核安全设备设计工作