蒸汽发生器管束流弹不稳定性的数值模拟

蒸汽发生器传热管的完整性对核电站的安全和经济运行有着至关重要的作用。在管束壳侧横向流体作用下，管束会发生三种主要的流体激励振动现象：湍流激励、漩涡脱落以及流弹不稳定。其中流弹不稳定现象可以在很短的时间内破坏传热管的完整性，也是蒸汽发生器传热管破裂事故的主因。因此对流弹不稳定现象的预测与防治也成为蒸汽发生器设计的关键环节。国外一般都基于成熟的经验或理论公式使用专用的软件对流弹不稳定性进行分析，本文通过通用软件ANSYS（模态分析）结合数值计算软件MATLAB对传热管的流弹不稳定进行数值模拟．模拟结果精度可靠．可以用于蒸汽发生器管束流弹不稳定的预测。

两相流作用下旋转三角形排列管束流弹失稳振动特性实验研究

在空气-水两相流实验装置上对节径比为1.48的旋转三角形排列的传热管束进行了两相流作用下的流弹失稳振动特性实验,分别对传热管的升力方向和阻力方向进行测量,研究了传热管束在空泡份额为0,20%,40%,60%,80%和90%下漩涡脱落情况以及发生流弹失稳的临界流速。结果表明:阻力方向没有发生失稳现象;对于同种频率的传热管束,临界流速随着空泡份额的增加而增大;在同一空泡份额下,临界流速与传热管频率成正比;空泡份额低于20%时,传热管束会出现漩涡脱落。

蒸汽发生器传热管流致振动线性分析程序的研发

基于面向对象思想,采用C++计算机语言自主开发蒸汽发生器传热管流致振动线性分析程序。根据ASME规范,分别采用CONNORS准静态模型和成熟的湍流激励响应半经验关系式对流弹不稳定性及湍流激励响应进行分析计算,并将计算结果与国外专用软件分析结果进行对比。结果表明,自主开发程序的计算结果与国外专用程序的结果非常吻合,可以用于蒸汽发生器传热管流致振动的风险预测和评估。

反应堆压力容器上部堆内支承构件的流致振动分析

核电厂运行工况下,反应堆压力容器(RPV)上部堆内支承构件处在一个高速的横向流流场中。在横向流作用下,RPV上部堆内支承构件产生明显的振动。这类振动行为体现在涡旋导致的结构振动和流弹不稳定。研究RPV上部堆内支承构件在横向流作用下的振动行为特性,并根据ASME规范对其进行流致振动分析评定。研究结果表明:特定结构在冷启堆或冷停堆时更容易产生流致振动,而非在满功率运行工况下。