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。     

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。     

10MW高温气冷堆蒸汽发生器传热小螺旋管流致振动分析

根据10MW高温气冷堆（HTR－10）蒸汽发生器传热小螺旋管的具体结构,提出了相应的计算模型;针对传热管振动的主要机理、流体弹性不稳定、旋涡脱落和湍流激励,依据目前所能够查阅到的文献资料中提供的半经验模型,做了详细分析和校核计算。分析结果表明,HTR－10蒸汽发生器在设计工况下运行时,不会发生流体弹性不稳定所导致的大振幅振动,也不会产生旋涡脱落引起的联锁共振;湍流激励对小螺旋管振动的影响很小。它在避免流致振动方面的设计是安全、可靠的。     

格架夹持失效对燃料棒流弹稳定性及漩涡脱落影响的数值研究

流弹稳定性和漩涡脱落是流致振动分析的两个重要机理。由于制造工艺、运输、辐照影响，格架对燃料棒的夹持作用可能失效。以I、II型燃料组件为例，研究了夹持失效对燃料棒固有频率和振型、流弹稳定性以及漩涡脱落的影响。结果表明:刚凸支承失效对固有频率的影响与振型有直接关系，原振幅较大的位置附近刚凸支承失效对固有频率的影响明显。刚凸支承失效对两种型号燃料棒固有频率的影响类似。对于I型组件，燃料棒顶部和底部的流速较大，大小相当，顶部和底部格架的刚凸支承失效对流弹稳定性及漩涡脱落比值有较大影响。对于II型组件，顶部格架刚凸支承失效对流弹稳定性及漩涡脱落比值的影响明显。      

螺旋管蒸汽发生器流体弹性不稳定性简化分析

利用平面圆环模拟螺旋管结构，采用平面圆环动态固有特性解析结果，结合流体力概念，提出一种螺旋管蒸汽发生器失稳临界流速的简化解析分析方法。采用该方法对２０ＭＷ模型堆和２００ＭＷ模型堆进行了流体弹性不稳定性分析，并与采用直管流弹不稳公式的计算结果进行了比较。试验结果验证了本文方法的可靠性。     

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高温气冷实验堆蒸汽发生器传热管为变曲半径的组件式螺旋管结构，管外流动介质为氦气，具有结构的特殊性。本文利用近期国内外流体诱发振动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。     

华龙一号蒸汽发生器流致振动关键技术研究及应用

在理论建模和实验研究的基础上,提出了两相流激振力无量纲归一化的方法,构建了更为精确的两相流激振力功率谱密度包络谱。引入界面流速和滑速比等两相流参数,建立了一种两相流流弹失稳数学模型,形成了先进的两相流中管束结构流弹失稳评估方法。基于流体力与管束漩涡脱落相耦合的振动机理,创建了更能反映流体力与管子振动耦合的新尾流振子模型,提出了三维弹性管漩涡脱落诱发振动的快速预测方法。研发了完备的蒸汽发生器流致振动评价软件,为流致振动分析和评价提供了有效的分析工具,形成了高效的流致振动关键技术工程应用体系。     

核电厂蒸汽发生器传热管束流弹失稳评价关键参数分析及实验研究

针对某压水型核电厂新研发蒸汽发生器的传热管，采用ASMEBPVC-Ⅲ推荐的半经验公式及相应参数取值，计算得到了悬臂传热管在空泡份额为0%（单相水）、10%、20%、50%、80%、90%下的流弹失稳临界流速。同时，设计开展了悬臂传热管阵在各空泡份额下的流致振动实验，测得了传热管流弹失稳临界流速、动水中的振动阻尼比及固有频率等关键参数。实验中测得的振动阻尼比主要包含了两相阻尼与粘滞阻尼，随空泡份额的变化而变化，范围为1.51%～3.98%，考虑测量不确定度后，该值可用于本文所述蒸汽发生器设计，且具有一定的保守性。分析结果表明，规范推荐的公式及参数计算所得传热管流弹失稳临界流速和实验结果趋势相同、规律一致，前者较后者有较大的保守性，安全系数在1.5以上；采用实验测得的阻尼比及固有频率重新计算得到的临界流速安全系数有所下降，但仍高于1.1。通过实验和分析，讨论了文中所述新研发核电厂蒸汽发生器传热管束流弹失稳评价关键参数取值及分析方法的合理性与保守性，可用于工程产品的设计及分析。     

U型管阵流体弹性不稳定性分析

从U型管振动方程出发,推导出 U 型管阵流体诱发振动方程,给出了管阵出现流体弹性不稳定性临界流速的计算方法及算例。结果表明:管阵的临界流速与其频率取 U 型管阵中各管子一阶频率平均值的直管管阵的流速基本一致。     

主回路滞流分支管振动超标的原因分析与设计优化

在某核电厂热态功能试验中，巡视发现主回路的某滞流分支管振动超标。根据实测振动随温度变化的趋势、管道固有声模态分析和模态分析等，推测管道内流体的声振动激励引发管道共振。根据滞流管三通处流体的漩涡脱落频率计算和声振动频率计算，推测漩涡脱落与滞流管内流体的固有声振动频率锁定，引发声振动激励放大。综合分析计算和实测结果，确定滞流管振动超标的原因为流声固耦合振动。对管道支架进行了优化，以错开声固耦合共振频率，在三通处倒圆角削弱漩涡脱落，以降低流声耦合的声振动幅值。优化后的分支管振动会明显降低，以保证承压边界的安全。     

主泵高压冷却器盘管的流致振动分析

To verify that the high-pressure cooler structure of the reactor coolant pump (reffered to as the main pump) can avoid the flow-induced vibration under normal operating conditions, this work analyzes the influence of the shell-side fluid on the vibration of the intermediate coil from three aspects, including the vortex shedding, the fluid-elastic instability and the turbulent excitation. The natural frequency of the helical tube equal to 1.877 Hz is determined by using the pre-stressed modal analysis for the comparison of subsequent evaluations. The vortex frequency is calculated for the maximum and the minimum flow areas, respectively, and the ratio of the natural frequency to the vortex frequency is less than 2. The flow velocity instability of the helical tube calculated by the Karman vortex frequency is higher than that of the shell side gap, indicating that the flow velocity of the inner shell side does not reach the critical velocity of the flow elastic instability of the helical tube. Besides, the center frequency of the turbulent excitation calculated by appropriate semi-empirical model of the helical tube bundle is 3.76 times the natural frequency of the helical tube. The results of these three calculations prove that the structural design of the HP-cooler is safe and reasonable, and can satisfy the requirements of nuclear power plants.     

核承压热交换器两相流流致振动现象研究

为保障核承压热交换器的安全运行,采用数值模拟以及软件计算相结合的方法,对核承压热交换器两相流流致振动现象及减振措施进行了探究。研究结果表明:基于流致振动发生机理,热交换器横流速度、固有频率、卡门旋涡脱落频率以及紊流抖振频率为重点分析因素;由公式得出流量、换热管直径、换热管壁厚、管束排列等对流致振动有直接影响,无支撑跨距是影响管束流致振动较大因素;最易发生流致振动的部位包括入口区域、出口区域、折流板缺口区域以及无支撑跨距大管束;设计中,应在流量、换热管直径、壁厚、无支撑跨距、管束排列及入口防冲挡板设置等方面优化,以减小流致振动危害。     

螺旋管式直流蒸汽发生器壳侧流场数值模拟方法研究

铅冷快堆（LFR）采用一体化堆芯设计方案,其中的直流蒸汽发生器（OTSG）多采用螺旋管式结构以使整体结构小型紧凑。为研究LFR中螺旋管式OTSG壳侧铅铋冷却剂的流动传热特性,利用FLUENT软件,采用一种分区段计算方法,通过管壁热流密度拟合公式对螺旋管式OTSG壳侧进行了三维数值模拟。最终验证了该分段计算方法的正确性,分析了OTSG壳侧铅铋冷却剂的流动传热特性,获得了其速度、温度以及压力场的计算数据,为下一步OTSG流致振动分析和高温应力计算提供了依据。      

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.     

Dynamic characteristics of steam generator U-tubes with defect

This study investigates the fluid elastic instability characteristics of steam generator (SG) U-tubes with defect and the safety assessment of the potential for fretting-wear damages caused by foreign object in operating nuclear power plants. To get the natural frequency, corresponding mode shape and participation factor, modal analyses are performed for the U-tubes either with axial or circumferential flaw with different sizes. Special emphases are on the effects of flaw orientation and size on the modal and instability characteristics of tubes, which are expressed in terms of the natural frequency, corresponding mode shape and stability ratio. Also, the wear rate of U-tube caused by foreign object is calculated using the Archard formula and the remaining life of the tube is predicted, and discussed in this study is the effect of the flow velocity and vibration of the tube on the remaining life of the tube. In addition, addressed in this study is the effect of the internal pressure on the vibration and fretting-wear characteristics of the tube.     

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。     

单相流体横向作用下传热管束间耦合振动数值模拟研究

换热管束作为蒸汽发生器的重要组成部分，其可靠程度直接影响到核电厂反应堆的安全运行。借鉴相关领域的研究提出并发展了一种具有较高精度的计算流体动力学（CFD）/计算结构动力学（CSD）耦合计算方法，对相邻管束间耦合振动现象开展了数值模拟研究。在时域和频域内分析了管阵的涡结构及相邻管束间振动响应规律。研究结果表明:漩涡在管束的上游产生、脱落并向下游逐渐发展，管束间大量的脱落涡的相互作用极大地丰富了流场中的涡脱频率；管束振动受管束固有频率和涡脱频率的共同影响；周围相邻管束的振动会对管束流体力波动及频率主导性产生显著影响，在一定程度上削弱升力波动；当相邻振动管束在同一排时，对管束的振动位移影响较为显著。