蒸汽发生器传热管泵致脉动分析

主泵是核电厂主回路的核心设备之一,它产生的压力脉动会导致回路设备部件的振动,是设备发生疲劳失效的主要原因之一。对于AP1000核电厂,主泵和蒸汽发生器特殊的布置方式增加了泵致脉动对蒸汽发生器的影响。针对AP1000蒸汽发生器传热管泵致脉动分析建立了简化模型,计算结果可用于蒸汽发生器传热管的疲劳分析评定。     

反应堆吊篮在泵致脉动压力载荷下的响应研究

反应堆结构的流致振动问题一直受到核工程界的广泛关注。主泵的泵致脉动压力是一个重要激励源,其将导致反应堆吊篮等部件周期性振动,长期运行会导致结构的疲劳损坏。为研究新设计的“华龙一号”反应堆吊篮在泵致脉动压力作用下的振动响应,本文首先分析反应堆吊篮所受的泵致脉动压力,而后建立吊篮有限元模型,对其在泵致脉动压力载荷下的动力学响应进行研究,并综合考虑湍流激励,评价吊篮在堆内构件流体作用下的整体影响。应力分析表明,吊篮各位置流致振动的最大应力强度小于疲劳应力限值,结构是安全的。但对于新设计的反应堆,或反应堆冷却剂系统更换新的主泵,则反应堆吊篮及堆内构件的泵致振动需受到重视。     

蒸汽发生器传热管流致振动非线性分析程序的开发与验证

蒸汽发生器传热管在横向流流体冲刷下引起的振动和磨损是核电厂安全运行的一个关键问题。为了预测二次侧横向流流体作用下蒸汽发生器传热管的振动幅值和磨损情况,对适用于传热管与支撑结构之间存在微小间隙时的非线性分析方法进行研究。采用有限元方法和模态叠加法计算湍流力和流体弹性力作用下传热管的振动响应和平均磨损功率,并自主开发了蒸汽发生器传热管流致振动非线性分析程序。以某核电厂蒸汽发生器传热管为例,计算传热管在防振条和支撑板处存在间隙的情况下的振动响应和平均磨损功率,并与国外程序GERBOISE的计算结果进行比较。两者的计算结果趋势一致,误差在合理范围内。结果表明,自主开发的非线性分析程序与GERBOISE的计算结果吻合良好,能够准确预测在横向流流体作用下传热管的非线性振动响应,可以用于蒸汽发生器设计分析。     

严重事故下封头失效机理分析

严重事故下堆芯熔融物坍塌到下封头,可能造成压力容器失效。本文针对造成压力容器失效的五个机制,运用一体化严重事故分析程序,分析全场断电分别叠加破口失水、主蒸汽输送管线破裂和蒸汽发生器传热管破裂事故对下封头完整性的影响。研究结果表明,三类事故均造成压力容器失效,全场断电叠加中破口失水事故由于破口位于热管段,距离稳压器和压力容器较近,事故响应更快,比全场断电分别叠加蒸汽发生器传热管破裂和主蒸汽输送管线破裂提前失效约20 000 s;全场断电叠加中破口失水事故中作用于贯穿件上的压力载荷超出贯穿件及其焊缝所能承受的最大载荷之和使得贯穿件弹出造成下封头失效;全场断电分别叠加蒸汽发生器传热管破裂和主蒸汽输送管线破裂均是因高温熔融物对下封头节点的损伤份额大于1使得下封头蠕变破裂造成压力容器失效。     

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。     

外来物对蒸汽发生器传热管微动磨损的分析研究

以蒸汽发生器传热管固定不动为前提,研究管板表面外来物由于流体绕流引起的振动或运动造成的传热管微动磨损.分析过程中选取一种典型的外来物形状和位置作为分析对象,以Archard计算模型为基础,借助瞬态动力学分析方法,对外来物造成传热管的微动磨损进行了分析研究.结果表明,质量不大且一端固定的外来物在周期性的脉动载荷下对传热管...     

传热管泄漏对蒸汽发生器动态特性的影响

以大亚湾核电站蒸汽发生器为研究对象,建立了基于漂移流理论的蒸汽发生器一维动态数学模型及传热管泄漏模型,并进行了蒸汽发生器不同工况下的稳态仿真。在验证所建立漂移流模型和传热管泄漏模型的基础上,研究了不同工况下传热管泄漏位置及泄漏流量对蒸汽发生器关键参数的影响。研究结果表明,所建立的漂移流模型和传热管泄漏模型能准确反映不同泄漏情况下蒸汽发生器质量含汽率及蒸汽压力等关键参数的变化规律,泄漏发生在热端沸腾段入口处时各参数变化最显著,泄漏量为冷却剂流量的5%时出口质量含汽率由0.261降到0.163。基于漂移流理论传热管泄漏对蒸汽发生器动态特性影响的成功预测,为蒸汽发生器传热管泄漏事故的监测与防范措施的制定提供一定参考。     

基于ANSYS的蒸汽发生器传热管流致振动分析程序

基于通用有限元软件ANSYS的APDL语言编写蒸汽发生器传热管流致振动分析程序。采用三维梁单元建立传热管有限元模型,对传热管进行模态分析,计算传热管的流弹不稳定率和湍流激励响应,并与专用流致振动计算软件分析结果进行对比。结果表明,模态分析以及流弹不稳定率计算结果与流致振动专用计算软件分析结果一致,湍流激励响应更偏于保守。计算程序基于通用有限元软件,较专用软件建模方便、可读性强、适用范围广泛,可大大提高实际工程分析效率。     

SMART堆蒸汽发生器螺旋传热管热-流-固耦合分析

为研究SMART堆蒸汽发生器螺旋传热管在正常工况下所受到的复杂应力,确定螺旋传热管上等效应力最大的位置以及热应力对螺旋传热管的影响,本文采用有限元方法,利用ANSYS有限元软件对韩国SMART堆蒸汽发生器螺旋传热管进行了热-流-固耦合分析,模拟计算得到螺旋传热管的应力、应变、位移分布。结果表明,螺旋传热管上应力、应变和位移的最大值主要依赖于系统温度。     

基于RELAP5程序的AP1000典型事故瞬态特性研究

基于最佳估算程序RELAP5/MOD3.3,对AP1000系统进行了详细的建模分析,选取冷却剂泵卡轴事故、蒸汽发生器(SG)传热管破裂事故和直接注射管线双端断裂事故作为典型事故,获得了典型事故工况下关键参数的瞬态特性和非能动系统响应特性。结果表明:对于冷却剂泵卡轴事故,一回路最大压力为16.82 MPa,燃料包壳表面温度最大值为1 299K,满足验收准则的要求;对于SG传热管破裂事故,破损SG的水体积为231.54m3,小于AP1000蒸汽发生器255.563m3的总容积;对于直接注射管线双端断裂事故,AP1000的非能动堆芯冷却系统能对一回路进行冷却和降压,并防止堆芯裸露和燃料包壳过热。     

快堆钠-水直流蒸汽发生器七管样机热工水力特性分析

钠-水直流蒸汽发生器是钠冷快堆主热传输系统的关键设备之一,其结构及内部的传热现象是十分复杂的。管内外侧的介质及压力不同,管内侧为高温高压的水/蒸汽,存在复杂的两相流动传热传质现象;管外侧为高温液态金属钠,沿换热管高度方向存在较大的钠温变化。本文以钠-水直流蒸汽发生器七管样机为研究对象,对其热工水力特性进行了CFD分析和实验研究,CFD分析结果和实验结果吻合较好,验证了CFD分析所采用的数学模型和数值方法的可靠性。结果表明,钠-水直流蒸汽发生器七管样机的传热面积是足够的,达到了设计指标要求,其界限质量含汽率约为0.42,临界热流密度约为451.98 kW/m²,从而确定了蒸干点的位置。     

小型模块式反应堆螺旋管蒸汽发生器设计和热工水力分析

近年来,国际上一体化小型模块式反应堆发展飞速,我国也正在加速研制一体化小型模块式反应堆。本文针对15 MW的一体化小型模块式反应堆,设计一种螺旋管式蒸汽发生器,共12个蒸汽发生器组件均匀分布在反应堆堆芯围板外侧和压力容器内侧壁的环形空间中,每个组件含5层、25根螺旋管,整个蒸汽发生器共300根螺旋管。给出了蒸汽发生器的具体参数,分析了蒸汽发生器组件中换热系数、温度、温差和热流密度等沿管长的变化,并给出了螺旋管内流体的动力特性曲线。     

蒸汽发生器二次侧汽液两相流数值模拟

以大亚湾核电站蒸汽发生器为原型,在相似原理的指导下,建立了蒸汽发生器“单元管”三维物理模型,采用Particle模型和热力学相变模型,并基于CFX软件实现了蒸汽发生器二回路侧两相流流动与沸腾换热特性数值模拟。计算结果表明：满负荷运行时,沿传热管高度升高,蒸汽发生器的传热系数及截面含汽率均呈上升趋势,其平均传热系数的数值模拟结果与Rohsenow经验关联式计算结果间的误差为8.4%,出口质量含汽率与大亚湾核电站实际运行参数相符。热相变模型在蒸汽发生器两相流数值模拟中的成功应用,可为蒸汽发生器热工水力的准确分析提供参考。     

A simplified model of steam generators for digital simulation

This paper develops a simplified model of a PWR steam generator. A computer programme for the steady state operation was developed, which will be useful for the dynamic analysis for describing accident situations. The model incorporates all the various flow regimes and heat transfer regimes that are likely to be encountered by the secondary flow of the steam generator. The primary flow is considered as single phase compressed liquid. Given the heat transfer area, pitch and the size of the tubes the computer programme matches the total power generated within five percent accuracy. Detailed pressure and temperature distributions along the length of the preheater and evaporator are also computed.     

传热管与支撑件随机碰撞实验研究

针对蒸汽发生器中传热管与支撑件的碰撞行为,对悬臂梁固定的传热管在不同支撑条件下开展了激振实验,获得了传热管均方根位移与接触率,分析了传热管与支撑件磨损功率的变化规律,并探究了传热管固有频率对振动特性的影响。结果表明,防振条支撑与波纹带支撑时传热管的法向均方根位移均随激振力增加逐渐放缓,而防振条支撑对应的切向位移呈线性增长。防振条支撑与波纹带支撑时的接触率均表现为随激振力增大趋于稳定,其中间隙对防振条支撑的接触率影响更明显。在以冲击为主导的激励方式下,激振力与磨损功率表现为明显的正相关。支撑间隙对磨损功率的影响相对复杂,防振条支撑下磨损功率在0.1 mm和0.25 mm间隙存在极值,而波纹带支撑磨损功率仅在0.2 mm间隙存在极值。传热管固有频率对振动响应结果的影响很小。     

基于单相可压缩模型的蒸汽发生器倒U型管内单相管间脉动特性研究

单相工况下的管间脉动现象可使蒸汽发生器倒U型管内倒流现象提前发生,从而威胁其安全性。为探索单相管间脉动特性,基于单相可压缩模型,数值研究了管道长度、一次侧入口温度和压力、二次侧温度和换热系数对单相管间脉动临界流速的影响。结果表明,当管道长度较短时,管道长度的增加会使临界流速显著增加,且倒U型管越长,临界流速越大。一次侧入口温度和压力的增加均会使临界流速增加,使单相管间脉动更易发生。二次侧换热系数的升高会使单相管间脉动对应的临界流速降低。然而二次侧温度对临界流速的影响呈现非单值性,随着二次侧温度的升高,临界流速先升高后降低。      

不同运行工况下蒸汽发生器热工水力稳态特性数值研究

基于相似模化理论建立了蒸汽发生器一、二回路流体及传热管流 固耦合传热的单元管三维物理模型,对大亚湾核电厂蒸汽发生器不同工况下的热工水力稳态特性进行了数值模拟研究。采用热相变模型描述二回路汽液两相流动与换热、流-固耦合模型描述一回路冷却剂借助U型管与二回路流体换热。数值计算结果表明：满负荷运行时,传热管内壁温度变化趋势与一次侧流体基本一致,外壁温度与二次侧流体温度变化趋势相同;截面平均含汽率沿传热管高度的升高呈上升趋势,出口质量含汽率与大亚湾核电厂实际运行参数相符;随负荷降低一回路出口温度基本不变,二回路出口温度升高,质量含汽率及传热系数下降,平均传热系数与Rohsenow经验关联式的计算结果基本吻合。     

快堆蒸汽发生器大泄漏钠-水反应计算

采用一维特征线方法建立了快堆蒸汽发生器单管发生双端断裂情况下 ,水从破裂传热管流出的泄漏率计算模型和钠 水反应气泡从球状到柱状的变温绝热生长模型。根据断裂处氢气压力变化 ,并考虑管内流体的压缩性建立了水的泄漏率模型。对分别发生在单相水区 ,单相蒸汽区和两相汽水混合区的大泄漏钠 水反应进行瞬态计算和定性分析。结果说明 ,传热管不同位置发生泄漏对二回路造成的影响不同     

防振条约束失效对蒸汽发生器传热管面内流弹失稳的影响研究

根据防振条布置以及面内支承连续失效个数,将防振条面内约束失效分析划分为多种工况,分析了不同工况下面内约束失效对传热管面内模态的影响,采用各位置阻尼在振型函数上进行加权平均的方法计算了各阶模态的阻尼比,进而研究了防振条面内不同约束对传热管面内流弹失稳的影响。分析结果表明,随着面内支承连续失效位置的增多,弯管段面内首阶模态频率不断降低,出现在弯管段的振型越加明显;弯管段面内首阶模态不一定是最大流弹失稳比值出现的模态,最大流弹失稳比值出现模态的振型几乎都出现在弯管段;随着面内支承连续失效位置的增多,面内流弹失稳比值不断增大,当连续3个及以上防振条面内约束失效时,将出现流弹失稳现象。