蒸汽发生器管束的固有振动分析

通过对蒸汽发生器管束模型的建立,采用有限元分析方法,研究了支撑板、流量分配板、防振杆、环箍等部件对管束固有振动的影响.同时考虑了传热管内外流体对管束固有频率的影响.计算表明:防振杆与环箍的结构和尺寸对蒸汽发生器管束的固有振动频率有显著影响.     

CEFR中间热交换器管束结构形式对热应力影响的研究

中国实验快堆(CEFR)中间热交换器各层换热管和内套筒存在沿径向方向的温度梯度分布,导致不同层管束之间存在不同的轴向载荷。CEFR中间热交换器的换热管束采取增加空间补偿弯管段的设计方案,以降低设备的热应力。本文对不同管束结构(直管方案与弯管方案)的热应力进行计算。计算结果表明:最大应力出现在上管板区域,弯管模型的应力大于直管模型。经过分析换热管束的受力情况,补偿弯管段可以很好地平衡各层管束之间的轴向应力,但是因为补偿弯管段的切向位移较大,所以对于管板区会造成较大的切向力。     

核电站蒸汽发生器一次侧整体及管板三维有限元应力分析

本文叙述了核电站蒸汽发生器一次侧整体(包括下封头、进出水接管、人孔、水室隔板、 管板、部分二次侧筒体)及管板,在内压和接管载荷作用下的三维有限元应力分析。得出一次侧各部件相互间的影响,管板的孔桥应力和孔边峰值应力。计算结果与轴对称有限元应力分析作了比较。对关键部位按ASME规范第Ⅲ篇的应力强度极限作了评价。     

蒸汽发生器传热管束过冷沸腾区两相流动数值模拟

基于两流体欧拉数学模型结合RPI壁面沸腾模型,利用大型商用CFD软件ANSYS CFX 12.0对蒸汽发生器传热管束过冷沸腾区一次侧、壁面和二次侧耦合传热过程进行了数值模拟。研究了三叶梅花孔支撑板和不同入口过冷度条件下蒸汽发生器传热管束内的流动沸腾现象,得到一、二次侧流场与温度场,二次侧空泡份额分布,支撑板梅花孔局部的流动状况及不同入口过冷度对蒸汽发生器热工水力特性的影响。数值模拟结果表明,三叶梅花孔支撑板的存在及不同入口过冷度对蒸汽发生器传热管束过冷沸腾区域的热工水力特性影响显著。     

支承板支撑多跨管束流致振动试验研究

本文针对支承板支撑4跨传热管直管束开展流致振动基础试验。试验件由49根旋转正三角形布置的模拟传热管组成,传热管两端固定,中间3处采用支承板支撑。试验测量获得了单向横流冲刷和双向横流冲刷下不同进口流速传热管束的振动特性,获得振幅、频率、临界雷诺数等关键信息。结果表明,双向横流冲刷下的传热管较单向横流冲刷下的在更低雷诺数下发生失稳,两种流动方式下传热管发生失稳时加速度峰值频率均为104Hz,该值与单跨两端固支模型的理论计算固有频率非常接近。研究结果可为传热管束流致振动数值模拟分析提供验证。     

蒸汽发生器管束区泥渣沉积特性研究

泥渣颗粒在蒸汽发生器(SG)管束区的沉积是传热管发生腐蚀的主要原因。本文通过数值模拟来研究泥渣颗粒在SG管束区的沉积特性以及不同粒径的泥渣颗粒在管束区不同位置的沉积特性。研究表明:低流速和回流是泥渣颗粒在管束区滞留的主要原因;当颗粒粒径较大时,泥渣颗粒在底板、流量分配板和支撑板上的沉积较为分散;随着粒径的减小,泥渣颗粒在底板上向中心处沉积,在流量分配板上向筒体处沉积,在支撑板上向中心处沉积。     

两相流作用下管束流致振动的3个关键力学问题

换热装置中的管束在流体力作用下会产生流致振动,过度的流致振动会导致换热器部件的损坏。尤其是核蒸汽发生器的U型弯管段处于两相流作用下,由于两相流和管束结构的复杂性以及两相流与复杂管束的强耦合作用,在研究两相流作用下的管束流致振动问题时,存在以下3个关键力学问题及难点:两相流力学模型的建立;流致振动关键动力学参数的获取;两相流流致振动机理的研究。将针对以上3点问题对管束两相流流致振动的研究进展进行综述和讨论,并提出待解决的问题。     

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。      

核承压热交换器两相流流致振动现象研究

为保障核承压热交换器的安全运行,采用数值模拟以及软件计算相结合的方法,对核承压热交换器两相流流致振动现象及减振措施进行了探究。研究结果表明:基于流致振动发生机理,热交换器横流速度、固有频率、卡门旋涡脱落频率以及紊流抖振频率为重点分析因素;由公式得出流量、换热管直径、换热管壁厚、管束排列等对流致振动有直接影响,无支撑跨距是影响管束流致振动较大因素;最易发生流致振动的部位包括入口区域、出口区域、折流板缺口区域以及无支撑跨距大管束;设计中,应在流量、换热管直径、壁厚、无支撑跨距、管束排列及入口防冲挡板设置等方面优化,以减小流致振动危害。     

对流换热条件下换热管板的应力分析

给出对流换热条件下换热器管板中应力场的有际元分析方法，分析中将管板布管区折算为受管孔削弱并被管束支承的横观各向同性均质等效板，在计算位移场时采用具有附加内部自由度的ｗｉｌｓｏｎ非协调元，以保证计算应力的精度与温度场精度的相匹配，计算结果得到了试验验证。典型算例说明过厚的管板将引起过大的温度应力，对于核工业中各种以温度载荷为主的换热器，应注意合理选择管板厚度。     

基于CFD的汽水分离再热器分析计算研究

通过三维数值模拟研究了实际运行工况下汽水分离再热器（MSR）内部流场细节,并对比了2种不同孔板开孔方式对波形板前气流均匀性的影响。采用标准k-ε湍流模型结合标准壁面函数对MSR内部进行了CFD气相流场三维模拟,其中孔板、波形板和管束采用多孔介质模型,通过UDF调整孔板开孔率,防冲板简化为多孔跃升边界。结果表明：分析计算结果与空气动力学试验结果数据绝对值或数据增减幅度较好符合;在保持平均开孔率与均匀开孔相同的基础上,非均匀开孔的波形板前气流速度更为均匀;蒸汽通过孔板和分离器的总压降不大于14 kPa,满足分离装置的压损设计要求,其中蒸汽的再热器管束的压降占整个流线压降的比例较大。     

Thermal-hydraulic characteristics of pressurized water reactors during commercial operation: V. Steady state thermal measurements on the secondary side of a PWR steam generator (Tricastin 1 nuclear power plant)

Measured downcomer water and metal shell temperatures in the steam generator No. 20 of the PWR Tricastin 1 show that the downcomer flow is of the swirling type, just as found previously in Bugey 4. A comparison of results for Tricastin 1 and Bugey 4 shows that the addition in Tricastin 1 of a flow distribution baffle plate, between the tube sheet and the first cross plate, while reducing the height of the opening between the tube sheet and the shell surrounding the bundle, may have resulted in the observed reduction (by a factor one half) of sludge deposit upon the tube sheet in Tricastin 1, and in fixing, with extended period of operation, the boiling zone in the cold leg (a desired event) and near the tube-free tube lane.     

换热器传热管微振磨损的实验研究

在室温下的空气和水中实验研究了激励力幅比、激励力幅值、激励频率、支承间隙和支承板厚度对传热管碰撞力和磨损率的影响,建立了微振磨损率与碰撞力均方根值之间的实验关系式。     

管束结构的流致振动特性研究

为研究管束结构的流致振动问题,利用有限体积法离散大涡模拟的流体控制方程及有限元方法离散结构动力学方程,结合动网格技术,建立了正方形顺排排列弹性管束流固耦合系统的三维数值模型,并研究了不同弹性管束模型的流体力及振动响应特性。结果表明,管束结构的排列方式对流体力及动力学响应有很大的影响,5管模型能基本反映弹性管束的振动特性,而单管模型预测的临界速度较大,却可定性反映节径比为1.5正方形管束的流致振动特性。     

Computer modelling of piping components for transient hydrodynamic-structural response

The paper describes three new piping components that are coupled with existing pipe and elbow models so that transient hydrodynamic-structural response analysis of general piping systems is possible. The three models are: a generalized piping component model, a tee-branching junction model, and a surge tank model. Optional interior rigid wall simulation and heat exchanger tube bundle representation in the generalized piping component model makes possible its use in modelling valves, pipe expansions and reducers, and heat exchangers. Two-dimensional implicit continuous-fluid Eulerian finite difference technique is utilized in the hydrodynamics calculations. A convected coordinates finite element method is used in the structural analysis which considers both the membrane and bending strengths of the thin axisymmetric shells representing the walls.     

蒸汽发生器管板孔桥超差情况下的结构安全性分析

蒸汽发生器制造过程中对管板进行深孔钻时，发生管板孔桥超差。管板二次侧的3个管孔C165-R59、C167-R59、C168-R58不能满足设计要求，管板一次侧的这些管孔满足设计要求。针对该不符合项，核审评单位联合蒸汽发生器制造单位和设计单位，从管板的强度、管板孔桥超差不符合项对流致振动的影响、堵管后的传热管应力分析、传热管堵管的压差对孔桥强度的影响、孔桥超差导致的传热管接触磨损等角度进行了结构安全性分析。分析结果表明，目前的堵管方案合理可行，但需加强在役阶段的跟踪检查，以保证修复的可靠性和质量。     

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。      

竖直管束外含空气蒸汽冷凝的实验研究

本文对竖直管束及单管的管外冷凝换热进行了实验研究,分析了管壁面过冷度、混合气体压力和不凝性气体含量对管束外冷凝传热性能的影响,对比了管束与单管的传热特性,给出了管束外冷凝传热系数的计算关联式。研究结果表明,管束的平均冷凝传热系数随过冷度的增大而减小,随混合气体压力的增大而增大,随不凝性气体质量分数的增加而减小。在混合气体高压力、低不凝性气体含量时管束的传热效果明显优于单管。关联式计算值与实验值误差范围小于±10%。