横向流下螺旋管束流致振动研究

螺旋管式换热器结构紧凑、热补偿性优良,用于小型模块化核反应堆中,其壳程内的流致振动(FIV)是诱发换热管失效的一个重要原因。针对核电站中的螺旋管式蒸汽发生器内部螺旋管流致振动问题,建立考虑支撑结构约束下的螺旋管有限元模型,采用三阶模态叠加下的计算流体动力学(CFD)/计算结构动力学(CSD)耦合方法,研究了相邻管的振动对目标管振动的影响。研究结果表明,三阶模态叠加耦合方法能更加精确地模拟换热管振动响应,流场中相邻两管的振动对目标管升力方向上的振动有明显的削弱现象。

盘管式核主泵高压冷却器的流致振动分析

采用计算流体动力学方法对单个盘管进行了流场分析,并将分析结果应用于盘管的流致振动评定。采用有限元软件Ansys Workbench进行盘管的模态和振型分析,根据盘管管束的固有频率、运行参数和评定依据,对高压冷却器的流致振动特性进行了评定。结果表明:盘管式高压冷却器管束的固有频率、振动幅值均处于安全范围内,可避免由漩涡脱落产生的振动;盘管式换热管外侧的横向流速小于流体弹性失稳临界流速,不会发生流体弹性失稳;湍流抖振的频率及其产生的峰值振幅均远小于限值,不会因湍流抖振导致设备失效。

Two Phase Flow Stability in the HTR-10 Steam Generator

A 10MW High Temperature Gas Cooled Reactor (HTR-10) designed by the Institute of Nuclear Energy Technology (INET) is now being constructed. The steam generator (SG) in the HTR-10 is one of the most important components for reactor safety. The thermal-hydraulic performance of the SG was investigated. A full scale HTR-10 Steam Generator Two Tube Engineering Model Test Facility (SGTM-10) was installed and tested at INET. This paper describes the SGTM-10 thermal hydraulic experimental system in detail. The SGTM-10 simulates the actual thermal and structural parameters of the HTR-10. The SGTM-10 includes three separated loops: the primary helium loop, the secondary water loop, and the tertiary cooling water loop. Two parallel tubes are arranged in the test assembly. The main experimental equipment is shown in the paper. Expermental results are given illustrating the effects of the outlet pressures, the heating power, and the inlet subcooling.

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。

抗振条面内接触刚度对蒸汽发生器传热管流致振动的影响

流弹性失稳是引起蒸汽发生器传热管管束失效的一种主要原因。在相同流场条件下,传热管是否出现流弹性失稳与其模态频率直接相关。在实际结构中,抗振条对U型传热管弯管段面内支撑机理与面外的方向上不同,是通过摩擦约束实现的。这使得在模态分析计算中,传热管弯管段支撑处的边界条件设置非常重要。本文将传热管与抗振条接触点处的面外边界条件假设为简支,而在面内方向上用弹簧来模拟抗振条对传热管的摩擦约束。同时,通过改变弹簧刚度,讨论了不同强弱的面内支撑对传热管流致振动的影响。分析结果表明,当抗振条与传热管面内接触刚度较弱时,面内流弹性失稳可能较面外流弹性失稳出现得更早。

螺旋管束流体弹性不稳定

螺旋管式蒸汽发生器由于其结构、换热性能等方面的优点在快堆和高温气冷堆中被广泛采用。本文在螺旋管束流动诱发振动实验研究的基础上，根据所获得的螺旋管束在横向气流冲刷下的实验数据，和美国阿贡实验室Ｓ．Ｓ．Ｃｈｅｎ在横向水流冲刷下的实验数据，建立了螺旋管束流体弹性不稳定的半经验模型和可供实际应用的设计准则。

螺旋式传热管束流致振动试验研究

对某溶液堆堆芯内呈纵向螺旋状盘绕的传热管束进行了流致振动试验研究,包括结构在空气中和静水中振动特性的计算和试验以及稳态和瞬态运行工况下的流致振动试验。试验结果表明,传热管束入、出口之间的压力差随流速的增加而增加,且上部固定连接端是相对薄弱的部位。在稳态运行时不会发生动力失稳,振动位移不会造成管束各管段之间发生接触碰撞,疲劳分析表明满足规范要求。瞬态响应最大振动位移和应变均比稳态运行时高两个数量级以上。

蒸汽发生器U形管湍流抖振及微动磨损研究

建立了蒸汽发生器最大弯管半径的U形管的实体模型及梁单元模型,使用软件Abaqus显式动力学研究其振动响应。使用实体模型研究防振条(AVBs)支撑下的U形管的振动响应,并通过实体模型与梁单元模型结果的对比,研究防振条在梁单元模型中的支撑简化形式;通过改变防振条支撑间隙,研究间隙对U形管的振动响应及微动磨损的影响规律。分析表明:梁单元模型中,防振条支撑可近似简化为简支;防振条间隙增大,使U形管的支撑效果弱化,但振幅变化不大,而磨损功率下降趋势明显;蒸汽发生器的设计应综合考虑支撑有效性及磨损情况,将支撑间隙控制在合理范围内。

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。

高温气冷堆蒸汽发生器两相流不稳定性预报

论述了蒸汽发生器立式上升流动螺旋管内高压汽－水两相流不稳定性试验研究。研究结果表明，螺旋管中存在压力降型、密度波型和热力型脉动。采用无因次分析法得到了预测系统稳定的经验关系式，并得到了判断系统稳定性的界限图。同时对蒸汽发生器立式下降流动螺旋管与立式上升流动螺旋管的不稳定性进行了比较。最后对实际蒸汽发生器两相流不稳定性进行了预报。

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。

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。

耦合一、二次侧换热的蒸汽发生器二次侧流场分析

蒸汽发生器(SG)内三维两相流场可为流致振动分析提供输入条件。本文基于FLUENT采用多孔介质模型对SG二次侧流场进行求解。在动量方程中添加管束附加阻力,分别计算横流和顺流管束阻力,同时考虑了下降段、支承板和汽水分离器阻力。在能量方程中,将一、二次侧换热量三维分布作为二次侧流场的能量源项,在计算中采用耦合迭代求解。计算结果与总体设计值符合较好。计算结果同时显示,二次侧流场分布极不均匀;进入第一级汽水分离器的工质最大、最小流动含汽率分别为0.75和0.07;一、二次侧平均换热系数分别为15 856.5和63 623.0 W/(m2·K),二次侧最大换热系数为122 862.9W/(m2·K),U型管外壁面平均热流密度为149.9kW/m2;U型管弯管段最大横流速度约为4.06m/s;冷侧冲刷U型管的横流能量(ρu2)大于热侧,其值为1 145J/m3。

螺旋管核态沸腾两相流摩擦压降与传热数值分析

通过合理简化一体化模块式先进反应堆(SMART)螺旋管式蒸汽发生器,建立螺旋管单元管模型,采用两流体模型和非平衡过冷沸腾模型,在均匀热流密度下对螺旋管内流体进行不同参数下流动与传热数值模拟。结果表明:摩擦压降数值计算结果与陈学俊经验公式最为接近;曲率从0.04降至0.012时,摩擦压降明显下降,曲率继续下降,摩擦压降不变;加速压降几乎不受曲率影响;螺旋升角为3°~8.6°时,计算摩擦压降可不考虑螺旋升角的影响;雷诺数越大,总压降和摩擦压降均变大,摩擦压降梯度也明显增大。

10MW高温气冷实验堆蒸汽发生器传热管流体诱发振动分析

10MW 高温气冷实验堆(HTR-10)蒸汽发生器传热管为小弯曲半径的组件式螺旋管结构,管外流动介质为氮气,具有结构上的特殊性。本文利用近期国内外流体诱发振动(FIV)的理论和试验研究成果,从 FIV 发生的主要机理——漩涡脱落、流体弹性稳定性和声振动出发,分析、计算和校核其设计可靠性。结果表明,HTR-10蒸汽发生器在 FIV 方面的设计是安全的。

螺旋管式换热器的流致振动研究

流体诱发振动广泛存在于管壳式换热设备中,而螺旋管式换热器由于体积小、换热效率高,近年来大量应用于各类工业换热设备。本文针对单根螺旋管进行流致振动分析,分别利用一维热工水力程序RELAP5、CFD软件FLUENT和有限元软件ANSYS计算螺旋管一、二次侧流体密度分布,一次侧流体的速度场和螺旋管模态振型,并在0、1、2、4、和8支承数下计算单根螺旋管的流弹失稳比和湍流抖振均方根位移比。计算结果表明,当螺旋管采用4个对称支承进行固定时可满足ASME流弹失稳和TEMA湍流抖振的设计标准。

基于丝网探针的螺旋管内气液两相流气泡行为研究

核反应堆蒸汽发生器的传热面由螺旋管束组成。螺旋管的三维螺旋结构使得泡状流和塞状流等气液两相流中的气泡在重力、离心力和浮力等作用下在管道内部呈现不对称的相分布状态,两相滑移速度增大,显著影响换热性能并导致DNB型传热恶化难以预测。实验介质为空气-水,结合自主开发的电导式丝网探针技术并发展先进的数据后处理算法,实现了复杂流场的三维时空重构和离散气泡粒径的精细测量,获得了螺旋管内泡状流和塞状流的截面空泡分布规律。基于研究结果,可根据气泡分布规律对螺旋管道的几何结构进行调整以避免传热恶化,为螺旋管式蒸发器的安全设计提供了基础数据和优化思路。

高温气冷堆螺旋管式直流蒸汽发生器热工水力学

高温气冷堆蒸汽发生器具有一次侧氦气工质、二次侧直流、螺旋管结构、工作温度高等特点,其热工水力特性与传统压水堆自然循环蒸汽发生器存在很大区别。针对高温气冷堆蒸汽发生器的特点,对其基础热工水力及特有热工水力学问题进行了阐述,主要包括螺旋管内单相及两相流阻及换热计算、横掠螺旋管束流阻及换热计算、温度均匀性及两相流不稳定性等。同时介绍了清华大学核能与新能源技术研究院针对高温气冷堆蒸汽发生器热工设计、温度均匀性及两相流不稳定性等热工水力学问题所开发的一维稳态程序、一维瞬态程序、二维分析程序和方法,并对分析结果和结论进行了讨论。相关研究方法、程序和结论对其他相似参数螺旋管和直管式直流蒸汽发生器具有参考和借鉴意义。

蒸汽发生器传热管湍流激励功率谱密度计算

湍流激励是核蒸汽发生器换热管发生流致振动的重要机理之一,也是微振磨损的重要诱因。为计算换热管的微振磨损速率,需要首先获得湍流激励功率谱密度(PSD),其此前只能通过试验的方法获取。为利用CFD方法获得换热管上的湍流激励功率谱密度,建立了蒸汽发生器换热管束流场的数值模型,基于LES方法计算得到了管束内部的流场分布,提取了传热管上所受流体力并计算得到了其功率谱密度,计算结果与试验结果吻合良好。结果显示,管束内部传热管所受流体力为具有尖峰特征的宽频信号,其能量集中在一定带宽内。其结果为利用CFD方法计算传热管微振磨损建立了基础。

蒸汽发生器管束支撑结构对传热管完整性的影响分析

蒸汽发生器管束支撑结构对传热管完整性影响重大。以梅花孔支撑板和栅格支撑板这两种典型的管束支撑结构为例,分别对管束支撑结构的通透性、流场特性、间隙换热特性、泥渣沉积行为及其对流致振动性能的影响进行研究,以分析其对传热管完整性的影响。根据分析结果,针对不同管束支撑结构的改进方向提出了建议。