核电站蒸汽发生器管板三维有限元应力分析及其工程应用

一、概述蒸汽发生器管板上与二次侧筒身相连,下与封头、水室隔板相连(图1)。管板上孔的排列形式为正方形排列,对正方形排列孔板的计算,目前,ASME规范中尚无明确规定,而对等边三角形排列的圆孔板的应力分析有规定(ASME附录A-8000),若     

蒸汽发生器U形传热管动态特性影响因素分析

采用理论和数值模拟方法对多种工况和影响因素下蒸汽发生器U形传热管的固有频率、模态振型进行了数值模拟.给出了U形管在管内外压力作用和质量随空间位置非均匀分布下的固有频率计算公式.数值模拟结果表明:支撑边界约束处理模式、传热管工作压力、支撑板厚度、防振条支撑点数以及U形弯头曲率半径对U形传热管动态特性影响较大,压力和质量分布的非均匀性、自重及热膨胀等因素影响较弱.     

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.     

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。     

立式自然循环蒸汽发生器的传热特性及其计算

本文根据作者的试验研究结果,并参考国外有关文献,论述了立式自然循环蒸汽发生器的传热特性,推荐了传热温差的计算方法、放热系数计算公式和传热系数的计算方法;初步分析了管板上表面处的热工水力特性。     

蒸汽发生器液压胀接保压时间及拉脱力的研究

蒸汽发生器是核电站的核心设备,若在正常工作中发生泄漏,将影响整个核动力装置的稳定性和安全性。蒸汽发生器中管板和换热管的连接主要靠液压胀接来完成,液压胀接处最容易发生泄漏,针对蒸汽发生器液压胀接的研究变得至关重要。本文进行了胀接试验及拉脱力试验,确定了合理的保压时间。对胀接过程进行有限元分析,研究了不同厚度管板的残余接触压力,并给出蒸汽发生器拉脱力的理论计算公式。结果表明,保压时间应控制在6~8s,蒸汽发生器拉脱力的计算应使用修正后的公式。     

HTR-PM蒸汽发生器绝热层支撑结构的设计与分析

为提高HTR-PM高温气冷堆蒸汽发生器的热交换效率并分隔冷热氦气的通路,必须在蒸汽发生器中设置绝热装置.在围绕换热管放置的钢制围筒上铺设一定厚度的绝热纤维,用多块覆盖板将绝热纤维压紧,在每块覆盖板中心与四角,用中间填充绝热纤维的螺栓将覆盖板定位并紧固,组成绝热层支撑结构.使用有限元方法对绝热层支撑结构在绝热材料压力、蒸汽发生器失压、地震等多种载荷的综合作用下的应力分布情况进行计算,计算结果表明:支撑结构在多种载荷的作用下仍能保持绝热层功能的可靠性与结构的完整性.     

蒸汽发生器流量分配板至第一支撑板泥渣冲洗技术研究及应用

国内关于泥渣冲洗的研究主要集中在蒸汽发生器管板及附近的传热管上,而对蒸汽发生器流量分配板和支撑板的研究较少。文章介绍了流量分配板至第一支撑板区间的泥渣冲洗技术研究及应用的情况。     

蒸汽发生器流量分配板及横向流局部压力损失系数计算

为计算得到蒸汽发生器流量分配板及横向流的局部压力损失系数,应用三维稳态热工水力软件GENEPI,在无重力、单相条件下,对管束区入口到第2块管子支撑板下游进行三维流场模拟,计算得到了给定出口压力下入口静压,进而求出进出口压降,并通过沿程摩擦以及局部压力损失关系式等,减去两块管子支撑板的压力损失及沿程阻力,推导求出蒸汽发生器流量分配板及横向流的局部压力损失系数。为验证方法的正确性及可行性,以CPR1000-SG和EPR-SG为对象,计算这两个型号蒸汽发生器流量分配板及横向流的局部压力损失系数,并将计算结果与国外经验系数进行对比,结果表明:计算结果与国外经验系数接近,误差在可接受范围内。     

秦山核电厂蒸汽发生器及其内件的地震分析

文内分析了秦山核电厂蒸汽发生器及其内件的地震响应。壳体采用时程法和响应谱法,管束采用响应谱法,流量分配板和支撑板采用等效静载法。壳体采用杆-梁(或管)模型,流量分配板、支撑板和二、三级汽水分离器的下盖板采用板模型。文内还考虑了有效质量、有效刚度、虚拟质量、当量实心板、输入响应谱的频率区间和节点数对精度的影响,以及时程法和响应谱法计算结果的比较等。     

加速器驱动洁净能系统中的燃耗行为分析

研究了加速器驱动洁净核能系统（ADS）次临界反应堆内核素的演化。分析结果表明：ADS具有嬗变长寿命核废物的能力。从快堆和热堆的比较可知,ADS的快堆具有输出功率大、长寿命超铀放射性废物的累积水平低、裂变产物对反应堆反应性和能量增益影响小等优点。这些优点在利用U－Pu燃料循环的次临界堆中十分明显。对于利用Th-U燃料循环的次临界堆,热堆和快堆都是可以工作的;而对于U－Pu燃料循环的系统,快堆则是较好的选择。