压水堆蒸汽发生器一、二次侧稳态流场耦合分析

蒸汽发生器（SG）在运行过程中主要面临流致振动所导致的传热管破裂事故,而流致振动分析需以SG内的三维两相流场作为输入条件。采用多孔介质模型,对SG二次侧流场进行求解,同时耦合一、二次侧换热,获得SG二次侧速度场、温度场、压力场及流动含气率分布,并获得传热管一维的一、二次侧流体温度和换热系数及传热管温度分布。由于一次侧向二次侧释热极不均匀,SG内流场分布及汽水分离器内的含气率分布极不均匀;汽水分离器内的最大、最小含气率分别为0.62和0.05,该参数可为汽水分离器负载设计提供依据。通过计算还获得弯管区速度分布,该分布可为传热管的流致振动磨损评估提供输入条件。     

蒸汽发生器防振条偏移对管束流致振动及磨损的影响分析

某电厂蒸汽发生器在进行役前涡流检查时发现第3组防振条向冷侧偏移约10°。基于蒸汽发生器管束流致振动专用分析软件GERBOISE分别对防振条偏移前后管束的流弹特性、湍流激励响应以及微振磨损进行计算;通过对比防振条偏移前后的计算结果,评估防振条偏移对管束流致振动和微振磨损的影响。评估结果表明,防振条的偏移不会导致传热管出现不可接受的流致振动和过量的微振磨损。     

蒸汽发生器传热管动态特性研究

蒸汽发生器(SG)传热管束受二次侧横向流动流体的激励而产生的振动,是引起SG传热管失效的主要原因之一,传热管的固有频率和振型是进行流致振动响应分析评价的关键因素。采用理论分析与试验相结合的方式对ZH-65型SG的传热管开展动态特性研究,获得了传热管的固有频率和振型。试验值和计算值的相对偏差在8%以内。     

蒸汽传热管破裂事故中颗粒物喷射的数值模拟

蒸汽传热管破裂事故发生时,一回路中的颗粒物随着高温高压流体一起喷射进入二次侧,会对蒸汽发生器二次侧产生冲击并加速二次侧腐蚀。根据大亚湾核电站蒸汽发生器传热管实际尺寸建模,利用FLUENT流体软件,对蒸汽传热管破裂事故发生时的颗粒物喷射过程进行模拟研究。对连续相采取k-ε模型预测湍流变化,多相流模型选择混合模型,对颗粒相采取DPM(Discrete Particle Model)模型跟踪颗粒运动轨迹。研究发现,破口附近是高速场和高温度场,而在破口上方,温度场和速度场逐渐恢复均匀性;在破口上方附近存在回流现象;破口附近颗粒随着流场运动对二次侧管壁产生冲击,破口附近壁面所受到的冲击最严重;在破口上方及背离破口的管道附近存在颗粒物聚集现象,可能导致传热恶化;随着高度的增加,破口的影响开始扩散。     

蒸汽发生器传热管弯管区最小间隙分析

在蒸汽发生器传热管的制造、穿管等环节中,有可能出现传热管弯管区局部区域的变形,导致传热管弯管区间隙过小甚至接触。依据传热管的设计原则,以CPR1000蒸汽发生器(55/19B型)传热管弯管区为例,通过流致振动分析、磨损分析、蒸干评估以及应力分析,对传热管弯管区间隙进行分析及评估。分析结果表明,传热管弯管区最小间隙应大于其湍流振幅,以避免弯管区发生不可接受的流致振动、磨损、蒸干等问题,设计过程中须考虑足够的安全裕量。     

自然对流条件下PRHEHX传热特性数值研究

采用计算流体动力学(CFD)方法对AP1000非能动余热排出热交换器(PRHEHX)进行数值模拟,研究其流动与传热特性。对C型传热管束区采用多孔介质模型处理,同时考虑传热管内一次侧流体到管外二次侧流体耦合换热。通过计算获得不同时刻安全壳内置换料水箱(IRWST)内的温度场和流场分布以及传热管内流体温度沿流动距离的变化特性等参数。     

蒸汽发生器一、二次侧稳态换热特性数值研究

以自然循环倒U型正三角形布置传热管蒸汽发生器为原型,建立蒸汽发生器一、二次侧及传热管"平均通道"模型,采用CFD技术,对蒸汽发生器一、二次侧共轭传热过程和二次侧两相流流动和沸腾换热过程进行研究。结果表明利用计算流体力学方法能精确模拟蒸汽发生器一次侧、传热管和二次侧的换热过程,得到一、二次侧流体温度、速度、汽化速率以及管壁温度的变化。蒸汽发生器直管段传热管管壁温度与一回路温度变化趋势一致,但弯管段传热管内外壁温差较大,顺流段一、二次侧流体温差明显高于逆流段;二次侧汽液两相流体滑速比呈先增大后减小且最终趋于稳定的趋势。     

蒸汽发生器传热管间隙对传热管动态特性的影响分析

传热管流致振动是核电厂蒸汽发生器传热管失效的主要原因之一,在核电厂设计蒸汽发生器时,需对蒸汽发生器传热管流致振动问题进行分析。传热管与支撑板及抗振条之间存在小尺度间隙,这类间隙具有非线性效应,在进行流致振动线性分析时应考虑对间隙进行线性化等效处理。本文从理论研究和模拟分析两方面出发,对传热管与支撑板及抗振条之间间隙对传热管动态特性的影响进行分析。理论和模拟分析可知,传热管间隙对传热管整体振动的作用接近于简支。在进行流致振动分析时,可采用简支代替间隙进行线性分析。     

ACME台架蒸汽发生器传热特性数值模拟

以ACME台架的蒸汽发生器（SG）为研究对象,SG二次侧选用两流体模型,采用计算流体力学软件CFX对ACME台架的SG进行了整体直接模拟。针对稳定试验工况进行了计算,得到了SG一、二次侧的温度分布,二次侧空泡份额分布及传热管的壁温等参数沿U型管高度方向的变化,获得了二次侧较详细的流动和传热特性。计算结果表明,从第2道折流板开始,折流板底部已积聚了部分气泡,随高度的增加,折流板底部积聚的气泡越多,在弯管区附近及以上区域,已全部变为蒸汽。本文计算结果与试验结果符合较好。     

蒸汽发生器二次侧^16N迁移时间的计算模型

用测量蒸汽中＾１６Ｎ的放射性活度来监测蒸汽发生器传热管的泄漏，是一项新的技术，该监测系统确定泄漏率的一个重要参数是＾１６Ｎ在蒸汽发生器二次侧的迁移时间，本文认为＾１６Ｎ泄漏工质是以汽相形成随二次测工质运动，根据蒸汽发生器二次侧工质的流动特点，将迁移的时间分成四段计算，并重点提出了管束区汽相运动的速度分布计算模型，用本文模型对秦山核电厂蒸汽发生器的＾１６Ｎ迁移时间进行了计算，并与法国电力公司的计算结     

高温气冷堆螺旋管蒸汽发生器流量漂移不稳定性研究

建立与氦气对流换热的并联螺旋管蒸汽发生器数值模型,分别采用一维飘移流模型和一维可压缩流动模型描述水侧和氦气侧的流动。在此基础上研究了球床模块式高温气冷堆核电站螺旋管蒸汽发生器内的流量漂移不稳定性。动态计算结果表明,在一定条件下蒸汽发生器内有可能发生流量漂移,不同传热管流量可相差几倍,而出口温度则相差几百度。通过对质量流速-压降曲线的分析,发现热负荷对稳定性起主导作用,热负荷越大越易发生流量漂移,且边界质量流量随热负荷呈线性增长。增大入口节流阻力和过冷度可以在一定程度上避免流量飘移。最后给出了蒸汽发生器流量飘移的稳定边界。     

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.     

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。     

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。     

螺旋管管束流体诱发振动的实验研究

根据200MW高温气冷堆蒸汽发生器的结构参数建立了实验研究模型,并针对相邻两层旋向相同的螺旋管管束,在横向流的冲刷下,对管子的动态响应进行了实验研究。实验结果表明,螺旋管管束的流体诱发振动响应与直管相比存在一定的差别;200MW高温气冷堆蒸汽发生器的设计避免了管束的大振幅振动。     

蒸汽发生器里的泥渣收集器

泥渣收集器能够有效地捕集悬浮于再循环水中的粒子,大大减轻传热管表面结垢和管板上泥渣的沉积,从而减少管子腐蚀的可能性,并有助于改善蒸汽发生器水位的稳定性和二次侧的水化学控制。泥渣收集器还可以加装在已投入运行的蒸汽发生器上。本文介绍了国外对泥渣收集器的研究和其巨大经济效益,提出了国内自主开发泥渣收集器的初步设想。     

铅铋快堆螺旋管直流蒸汽发生器热工水力特性数值研究

本研究以铅铋快堆螺旋管直流蒸汽发生器（HOTSG）设计结构为研究对象,采用精细网格与多孔介质相结合的物理建模方法,通过一次侧三维湍流计算与二次侧用户自定义函数（UDF）分区传热计算相耦合的手段,在FLUENT求解器中开展了蒸汽发生器的热工水力特性数值分析研究。研究表明:铅铋入口附近的流量分配孔和腔室对应的直管段区域出现铅铋流速峰值,径向最大速度为0.431 m/s;入口腔室至管束区位置受到阻力突变的影响,压力、横流速度、轴向速度变化较大;热工参数变化符合流动与传热机理,临界热流密度（CHF）点附近一二次侧温差最大为109.61 K,此处最大热流密度为323.55 kW/m2。该研究将为铅铋快堆HOTSG结构设计、流致振动及安全评价提供重要的参考。      

基于多孔介质模型的快堆蒸汽发生器热工水力特性数值研究

蒸汽发生器（SG）作为钠冷快堆一次侧钠与二次侧水的热交换器,其可靠程度直接影响反应堆能否安全运行,因此对SG的一次侧热工水力特性的研究具有重要意义。本研究采用多孔介质模型,对快堆蒸汽发生器一次侧流场进行分析。通过对支撑板模型的计算,获得多孔介质控制方程的阻力源项。一次侧向二次侧的释热量通过系统程序Relap5计算,确定多孔介质控制方程的能量源项。通过用户自定义程序将动量源项与能量源项编译至FLUENT求解器中。通过FLUENT求解器求解控制方程,获得SG一次侧流场、压力场、温度场等信息。并通过对比模拟结果与设计值,验证了计算的准确性。