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。