华龙一号蒸汽发生器流致振动关键技术研究及应用

在理论建模和实验研究的基础上,提出了两相流激振力无量纲归一化的方法,构建了更为精确的两相流激振力功率谱密度包络谱。引入界面流速和滑速比等两相流参数,建立了一种两相流流弹失稳数学模型,形成了先进的两相流中管束结构流弹失稳评估方法。基于流体力与管束漩涡脱落相耦合的振动机理,创建了更能反映流体力与管子振动耦合的新尾流振子模型,提出了三维弹性管漩涡脱落诱发振动的快速预测方法。研发了完备的蒸汽发生器流致振动评价软件,为流致振动分析和评价提供了有效的分析工具,形成了高效的流致振动关键技术工程应用体系。     

蒸汽发生器传热管束流弹失稳现象中的基础力学问题研究

为探讨管束的流弹失稳机理以及支承方式、内流载荷对流弹失稳的影响机制,本文综合考虑定常流弹力、内流激励和非定常流体力对传热管流致振动的影响,建立了复杂流体激励作用下传热管流致振动的理论模型,通过特征值稳定性理论获得了两相横流作用下的传热管流弹失稳机制,系统地分析了内流激励和非定常流体力对传热管流弹失稳机制的影响。研究表明,支承方式会影响失稳临界流速,但不会影响流弹失稳机制;管内流会使管束各阶模态耦合,高速内流会改变管束的失稳机制;非定常流体力作为一种强迫力在流弹失稳之前,可能引起管束的“拍振”现象,在工程设计时应考虑避免。     

螺旋管蒸汽发生器流体弹性不稳定性简化分析

利用平面圆环模拟螺旋管结构，采用平面圆环动态固有特性解析结果，结合流体力概念，提出一种螺旋管蒸汽发生器失稳临界流速的简化解析分析方法。采用该方法对２０ＭＷ模型堆和２００ＭＷ模型堆进行了流体弹性不稳定性分析，并与采用直管流弹不稳公式的计算结果进行了比较。试验结果验证了本文方法的可靠性。     

核电厂蒸汽发生器传热管束流弹失稳评价关键参数分析及实验研究

针对某压水型核电厂新研发蒸汽发生器的传热管，采用ASMEBPVC-Ⅲ推荐的半经验公式及相应参数取值，计算得到了悬臂传热管在空泡份额为0%（单相水）、10%、20%、50%、80%、90%下的流弹失稳临界流速。同时，设计开展了悬臂传热管阵在各空泡份额下的流致振动实验，测得了传热管流弹失稳临界流速、动水中的振动阻尼比及固有频率等关键参数。实验中测得的振动阻尼比主要包含了两相阻尼与粘滞阻尼，随空泡份额的变化而变化，范围为1.51%～3.98%，考虑测量不确定度后，该值可用于本文所述蒸汽发生器设计，且具有一定的保守性。分析结果表明，规范推荐的公式及参数计算所得传热管流弹失稳临界流速和实验结果趋势相同、规律一致，前者较后者有较大的保守性，安全系数在1.5以上；采用实验测得的阻尼比及固有频率重新计算得到的临界流速安全系数有所下降，但仍高于1.1。通过实验和分析，讨论了文中所述新研发核电厂蒸汽发生器传热管束流弹失稳评价关键参数取值及分析方法的合理性与保守性，可用于工程产品的设计及分析。     

抗振条面内接触刚度对蒸汽发生器传热管流致振动的影响

流弹性失稳是引起蒸汽发生器传热管管束失效的一种主要原因。在相同流场条件下,传热管是否出现流弹性失稳与其模态频率直接相关。在实际结构中,抗振条对U型传热管弯管段面内支撑机理与面外的方向上不同,是通过摩擦约束实现的。这使得在模态分析计算中,传热管弯管段支撑处的边界条件设置非常重要。本文将传热管与抗振条接触点处的面外边界条件假设为简支,而在面内方向上用弹簧来模拟抗振条对传热管的摩擦约束。同时,通过改变弹簧刚度,讨论了不同强弱的面内支撑对传热管流致振动的影响。分析结果表明,当抗振条与传热管面内接触刚度较弱时,面内流弹性失稳可能较面外流弹性失稳出现得更早。     

高温气冷堆传热管束驰振现象的数值研究

驰振是一种气动不稳定现象,可能导致结构发生剧烈振动而失效。高温气冷堆蒸汽发生器内传热管束处于高速氦气的环境中,其截面为带圆角的方形。为研究这种特殊截面管束的驰振问题,基于准稳态模型推导获得的稳定性判据,采用CFD方法建立二维数值模型,获得不同攻角下的静态流体力数据,并利用此数据研究结构的驰振稳定性。结果表明,圆角结构对结构的驰振稳定性影响较大,能显著减小流体阻力系数,进而降低了结构发生驰振的临界流速;同时,较大的圆角半径会缩小结构可能发生驰振失稳的攻角范围。本文研究为高温气冷堆传热管束的设计提供依据。     

基于UDF的二维管束流弹失稳模拟研究

针对现有流弹失稳模拟研究中的流固耦合模型存在计算精度较低、计算成本巨大的问题,建立了一种可以预测管束临界流速的二维单向流固耦合模型,该模型基于商用ANSYS Fluent软件,通过SST k-ω湍流模型进行流场计算,再由自编译的用户自定义函数（UDF）提取管子所受的流体力,并利用4阶Runge-Kutta法求解结构动力学方程实现单向流固耦合计算。利用该模型对节径比为1.5的转角三角形排布管束进行了流固耦合计算,得到了中心管的临界流速、振幅时程曲线及振幅频谱图,并通过水洞实验进行了验证。结果表明,本模型以较低的计算成本准确地预测了临界流速,同时也获取了管子真实的振动特征,模拟计算的中心管振幅时程曲线及振幅频谱均与实验相近。此外,模拟计算获取的阻力和升力系数数据表明,随着流速增大,阻力和升力系数时程曲线经历了从紊乱到规律的变化,换算流速达到2.44时,阻力和升力系数主频包含管子在静水中固有频率的成分。      

两相横流作用下的旋转三角形管束流弹失稳研究

为了较为准确的预测两相流作用下圆柱管的失稳临界流速，采用试验测量的两相流准稳态流体力系数，对单向流的准稳态模型进行扩展，建立了气-水两相流作用下的旋转三角形管束中间悬臂自由管的动力学模型，运用Galerkin方法对方程变量进行离散后，求解特征方程得到了不同空泡份额的临界流速，并运用龙格-库塔法求解动力学方程得到位移时程响应。数值结果表明，临界流速随着空泡份额的增大而增大，且所建模型计算结果与试验测量值较为吻合。因此，本研究所建模型可用于两相横流作用下的旋转三角形管束流弹失稳临界流速预测。      

单相流体横向作用下传热管束间耦合振动数值模拟研究

换热管束作为蒸汽发生器的重要组成部分，其可靠程度直接影响到核电厂反应堆的安全运行。借鉴相关领域的研究提出并发展了一种具有较高精度的计算流体动力学（CFD）/计算结构动力学（CSD）耦合计算方法，对相邻管束间耦合振动现象开展了数值模拟研究。在时域和频域内分析了管阵的涡结构及相邻管束间振动响应规律。研究结果表明:漩涡在管束的上游产生、脱落并向下游逐渐发展，管束间大量的脱落涡的相互作用极大地丰富了流场中的涡脱频率；管束振动受管束固有频率和涡脱频率的共同影响；周围相邻管束的振动会对管束流体力波动及频率主导性产生显著影响，在一定程度上削弱升力波动；当相邻振动管束在同一排时，对管束的振动位移影响较为显著。      

主泵高压冷却器盘管的流致振动分析

为验证反应堆冷却剂泵（简称主泵）用高压冷却器结构设计在正常运行工况下可避免流致振动的发生，本研究依次从漩涡脱落、流体弹性不稳定和湍流激励3个方面分析了高压冷却器的壳侧流体对中间盘管振动产生的影响。采用预应力模态分析得到了螺旋管的固有频率为1.877 Hz，便于后续评定的对比；针对最大流通面积和最小流通面积2种极限情况分别计算了漩涡脱落频率，得到固有频率与漩涡脱落频率的比值均小于2；应用卡曼涡流频率计算得出螺旋管的流弹不稳定临界流速大于壳侧间隙流速，说明壳侧流体的流速未达到螺旋管的流弹不稳定临界流速；选用合适的螺旋管束半经验模型计算得到湍流激振的中心主频率是螺旋管固有频率的3.76倍。漩涡脱落、流体弹性不稳定和湍流激励的计算分析结果充分证明高压冷却器的结构设计是安全合理的，可满足核电厂的使用要求。      

抗振条-传热管大间隙多跨直管束流致振动试验研究

针对抗振条-传热管大间隙的4跨传热管直管束开展了流致振动试验研究。传热管束转角正三角形排列，3处抗振条将直管束分为4跨，中间其中1跨的局部区域受到横向流体的冲刷。试验测试获得了管间流速在3.3～14.7 m/s区间内传热管振动位移和振动频率响应特性。结果表明，随着管间流速逐渐增大，传热管在来流方向和升力方向的振动频率依次增大，传热管的振动模态从抗振条1处有效支撑、2处未有效支撑的状态，转换为3处抗振条均有效支撑的状态。试验观测到传热管流弹失稳，其临界流速为14.5 m/s，与5种经验关系式预测结果的对比表明，Chen关系式能较好地预测流弹失稳的发生，预测结果较保守，与试验值间的相对偏差为21.4%。     

影响管阵流体弹性不稳定性因素的研究

研究了管阵中管数,纵向流的作用以及U形管等对管阵流体弹性不稳定性的影响。介绍了用求解模态展开后的振动方程计算管阵的临界流速的方法。给出了简化处理耦合问题的单一振型法和频率截断法。并推导出考虑非均勻流、纵向流存在和U形管的基本方程。     

Flow-induced vibration and fretting-wear predictions of steam generator helical tubes

This paper addresses the potential flow-induced vibrations and fretting-wear of helically coiled tubes of the once-through steam generator employed at an integral type nuclear reactor, where the tubes are subjected to liquid cross-flow externally and multi-phase flow internally. The thermal-hydraulic conditions of both tube side and shell side flow fields are predicted using a general purpose computational fluid dynamics code using the finite volume element modeling. To get the natural frequency and corresponding mode shape of the helically coiled tubes with various conditions, a finite element analysis code is used. Based on the results of both the thermal-hydraulic analysis of helically coiled tube steam generator and the modal analysis of the tubes, predictions of turbulence-induced vibration, fluidelastic instability and fretting-wear of the helically coiled tubes are performed. In the predictions, special emphasis is placed on determining the effects of the number of supports, coil diameter and helix pitch on the natural vibration mode, turbulence vibration amplitude, fluidelastic instability and fretting-wear characteristics of the tubes. The results provide the technical information and bases needed by designers and regulatory reviewers for evaluating the design.     

Modelling of fluidelastic vibrations of heat exchanger tubes with loose supports

The existence of gaps at tube supports necessitates time domain modelling of fluid forces to predict flow-induced vibrations and associated wear in heat exchangers and steam generators. This paper presents a new time-domain model for fluidelastic instability forces of tubes with loose-supports. In this model, the fluidelastic force, which is dependent on flow velocity and array geometry, is superimposed on the turbulence forcing function. The model was used to calculate the critical flow velocity, tube response, and tube/support interaction parameters, such as impact force and work rate. The critical velocity for linear cases was accurately predicted. The critical flow velocity for the loose support case was found to be sensitive to both the gap size and the turbulence level.     

CFD study on coolant mixing in VVER-440 fuel rod bundles and fuel assembly heads

A CFD model of VVER-440 fuel assembly heads was developed based on the technical documentation of a full-scale test facility built in the Kurchatov Institute, Russia. Steady-state and transient calculations were performed to validate the model with a measurement set. Effects of the spatial resolution, turbulence models, difference schemes and different inlet boundary conditions were investigated. Inlet boundary conditions were determined with both the COBRA subchannel code and a fuel rod bundle CFD model that was built for this special purpose. The results were compared against experimental data. The sensitivity studies showed that a grid of about 8 million cells, high resolution scheme and BSL Reynolds stress model are suitable sets to provide accurate prediction for the signal of the in-core thermocouple. The best prediction was achieved with transient calculation using inlet boundary conditions generated with the CFD fuel rod bundle model. The results indicated that the coolant mixing is intensive but not perfect in the assembly head. Besides, the significant role of the outflow from the central tube was also proven. The transient runs revealed relatively large temperature fluctuations near the in-core thermocouple housing.     

单相流体横向作用下传热管束间耦合振动数值模拟研究

The heat exchange tube bundle is an important part of the steam generator, and its reliability directly affects the safe operation of the nuclear power plant reactor. Based on the research in related fields, a computational fluid dynamics(CFD)/computational structural dynamics(CSD) coupling calculation method with higher accuracy is proposed and developed, and the numerical simulation research is carried out on the coupling vibration phenomenon between adjacent tube bundles. The vortex structure of the tube array and the vibration response law between adjacent tube bundles are analyzed in the time domain and frequency domain. The research results show that the vortex is generated and shed in the upstream of the tube bundle, and then gradually develops downstream. The interaction of a large number of shedding vortices between the tube bundles greatly enriches the vortex frequency in the flow field, and the vibration of the tube bundle is affected by the natural frequency and the vortex frequency of the tube bundle. The vibration of the surrounding adjacent tube bundles will have a significant impact on the fluid force fluctuation and frequency dominance of the tube bundle, and weaken the lift fluctuation to a certain extent, and when the adjacent vibrating tube bundles are in the same row, the impact on the vibration displacement of the tube bundle is more significant.     

单相4×4棒束流动试验的CFD方法验证

为研究计算流体力学（CFD）方法预测棒束通道内流场分布的准确性，基于网格敏感性分析所确定的网格方案，采用标准k-ε模型（SKE）、可实现k-ε模型（RKE）、标准k-ω模型（SKW）和剪切应力传输模型（SST模型）对单相棒束流动进行模拟，并将横向速度与轴向速度与试验结果进行量化比较。结果表明:4种湍流模型均能较好地预测棒束通道内的流场分布，其中SKE与RKE的在横向速度预测上相对偏差较小，为19.6%；对于近格架区域的横向流场分析，SKE模拟较优，反之RKE模拟较优；对于轴向速度的预测，SKE的相对偏差最小为4.9%；4种湍流模型均低估均方根（RMS）速度，但能够预测棒束通道内RMS速度的分布规律，近格架区域采用RKE，反之SST较优。本文的计算结果可为单相棒束流动CFD分析的最佳实践导则建立提供参考。      

进出口阻力对倒U型管束内倒流特性的影响分析

蒸汽发生器（SG）倒U型管束内倒流问题增大了自然循环条件下SG的流动阻力，降低了系统自然循环能力，对反应堆安全产生了负面影响。针对上述问题，以船用SG为研究对象，分别采用理论分析和计算流体动力学（CFD）数值模拟方法，通过修圆并联倒U型管束内管板开孔，研究了采用改进方案前后管板的流量分配和倒流特性。结果表明，通过修圆短管管板开孔，在自然循环工况下能有效降低SG流动阻力，增大短管的流量分配，从而降低倒流临界流量，延缓倒流现象的发生。研究结论为SG倒U型管束内倒流问题提供了一种可行的解决方案，可以为解决倒流问题研究提供支持。