CN107025315B - 核电站u型传热管流致振动及微动磨损耦合分析计算方法 - Google Patents

核电站u型传热管流致振动及微动磨损耦合分析计算方法 Download PDF

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Abstract

本发明提供一种核电站U型传热管流致振动及微动磨损耦合分析计算方法，其特征在于，包括传热管‑抗振条微动磨损试验、流致振动分析和微动磨损计算分析。本发明提供的核电站U型传热管流致振动及微动磨损耦合分析计算方法，将传热管流致振动和微动磨损的计算分析耦合起来，判断考虑管壁减薄抗振条支撑变弱条件下是否会出现流弹失稳现象。同时能够预测流致振动情况变化条件下长时间内的传热管磨损情况。

Description

核电站U型传热管流致振动及微动磨损耦合分析计算方法
技术领域
本发明涉及核电站蒸汽发生器设计分析领域，具体涉及一种核电站蒸汽发生器U型传热管流致振动及微动磨损耦合分析计算方法。
背景技术
流致振动和微动磨损是核电站蒸汽发生器传热管失效的主要因素。在设计阶段准确预测蒸汽发生器传热管在寿期内的流致振动和微动磨损情况非常重要，是保证蒸汽发生器寿期内正常工作的重要保障。对于三代核电站蒸汽发生器而言，蒸汽发生器传热管的设计寿命应该与设备本身同寿，即60年。
在传统计算分析中，对于两相流中的管束流弹失稳问题已有大量研究，其中以H.J.Connors在相关领域的工作最有代表性(Fluid-elastic vibration of tube arraysexcited by cross-flow.Flow Induced Vibration of Heat Exchangers,pages 42-56,1970)，该论文给出了直管在流弹失稳的一般分析方法。对于管束中的一根管而言，在Connors公式的运用上需要一些改进，这在ASME规范附录N中有具体介绍。但这些对于流弹失稳的分析都仅限于对初始结构的计算分析，对运行数年后的结构是否会出现流弹失稳并不考虑。微动磨损的计算模拟分析往往采用Archard公式进行磨损深度和磨损体积的预测，这种分析方法需要两个接触面的正压力、一个循环内的相对位移、磨损系数和寿期内的循环次数。而实际上，正压力、相对位移等参数，随着时间的推移都会发生变化。工程上采用较大的磨损系数来保证寿期内传热管管壁减薄预测的保守性。
本发明将流致振动计算与微动磨损计算耦合起来。在流致振动计算中，引入传热管面内弹簧的边界条件，将流致振动计算所得的流体激励力用于磨损计算。再将磨损计算所得的管壁减薄量作为修正传热管面内弹簧刚度大小的依据，代入下一周期的流致振动计算。这种分析方法能够更合理的计算寿期内的磨损量，并预测寿期末传热管表面出现一定磨损情况下的流弹稳定性能。
发明内容
本发明针对现有技术的不足，提出一种核电站U型传热管流致振动及微动磨损耦合分析计算方法。
核电站U型传热管流致振动及微动磨损耦合分析计算方法包括传热管-抗振条微动磨损试验、流致振动分析和微动磨损计算分析。
优选地，所述传热管-抗振条微动磨损试验用于获得微动图、摩擦系数和磨损系数。
优选地，所述流致振动分析的输入为结构信息、二次侧流场、阻尼比和线性简化的抗振条支撑边界条件；所述流致振动分析中首先通过有限元方法计算其模态频率，综合二次侧流场数据计算流弹性稳定比和流体激励力，然后通过流弹性稳定比判断当前状态下是否会出现流弹失稳现象。
优选地，所述结构信息包括传热管尺寸、支撑板的数量和间距、抗振条的数量及分布位置、传热管材料参数。
优选地，所述二次侧流场包括沿所分析的某根传热管的流体密度分布、流体速度分布、空泡份额分布。
优选地，所述抗振条支撑边界条件的线性简化是指将传热管在抗振条接触处的边界条件设为面外简支、面内弹簧，所述面内弹簧的刚度由传热管与抗振条之间的间隙决定(间隙为负表现为压紧力)。
优选地，所述微动磨损计算分析的输入包括结构信息、模态频率、流体激励力、磨损系数、摩擦系数；所述磨损计算包括：以Archard公式为基本依据，根据传热管-抗振条微动磨损的实际情况进行了修正；计算获得磨损体积和磨损深度，根据磨损深度修正传热管在抗振条接触处所设置的弹簧边界条件的刚度，然后进行下一个时间循环的流致振动分析，判断是否会出现流弹性失稳。
与现有技术相比，本发明具有以下有益效果：
1、本发明提供的核电站U型传热管流致振动及微动磨损耦合分析计算方法，将传热管流致振动和微动磨损的计算分析耦合起来，判断考虑管壁减薄抗振条支撑变弱条件下是否会出现流弹失稳现象。同时能够预测流致振动情况变化条件下长时间内的传热管磨损情况。
2、本发明提供的核电站U型传热管流致振动及微动磨损耦合分析计算方法，在流致振动计算中，引入传热管面内弹簧的边界条件，将流致振动计算所得的流体激励力用于磨损计算。再将磨损计算所得的管壁减薄量作为修正传热管面内弹簧刚度大小的依据，代入下一周期的流致振动计算。这种分析方法能够更合理的计算寿期内的磨损量，并预测寿期末传热管表面出现一定磨损情况下的流弹稳定性能。
附图说明
图1为符合本发明优选实施例的U型传热管有限元分析模型图。
图2为符合本发明优选实施例的核电站U型传热管流致振动及微动磨损耦合分析计算方法的流程图。
具体实施方式
为使本发明的上述目的、特征和优点能够更加明显易懂，下面以某核电厂蒸汽发生器U型传热管为例并结合附图和具体实施方式对本发明作进一步详细的说明。
在核电厂蒸汽发生器中，一般有几千根至上万根的传热管。针对其中任意一根传热管，建立如图1所示的有限元模型。其中传热管与管板连接处简化为固支边界条件；与支撑板接触处简化为简支边界条件；与抗振条接触处简化为Z方向简支、X-Y平面内接地弹簧的边界条件。弹簧边界条件的刚度设置取决于初始状态传热管与抗振条的实际夹持情况。
传热管模态频率的计算采用有限元方法进行，梁单元单位长度的质量除管本身的质量外，还应计算流体的附加质量。附加质量算法采用ASME BPV第III卷附录N中的算法。计算获得前100阶(或更多)频率后，针对每一阶计算其对应的等效法向间隙流速和临界流速，两者比值为其对应每一阶模态的流弹性稳定比，取其中的最大值为表征该传热管在该流场条件下的流弹稳定性能，超过1则表示可能会出现流弹性失稳现象。同时也将计算获得当前流场状态下的流体激励力。
如图2所示，核电站U型传热管流致振动及微动磨损耦合分析计算方法包括传热管-抗振条微动磨损试验、流致振动分析和微动磨损计算分析。传热管-抗振条微动磨损试验可采用类似已公开专利《一种蒸汽发生器传热管的多向微动磨损装置及试验方法》(申请号：201310594092.6)中推荐的方法进行。在试验数据处理中获得微动图、摩擦系数和磨损系数。
通过抗振条-传热管的微动磨损试验，可获得针对实际结构和材料的抗振条与传热管的微动图、摩擦系数及磨损系数。其中摩擦系数和磨损系数将用于微动磨损计算中。根据Archard公式，在对应实际的抗振条和传热管结构中采用合适的变化形式，利用摩擦系数、磨损系数、流弹激励力、模态频率和结构信息等，可以算的某一计算周期内的磨损体积。根据不同的抗振条和传热管的构型，可换算为某一计算周期内的磨损深度。这一磨损深度表征了某一计算周期内传热管与抗振条间夹持力的松弛或间隙的变大。
夹持力的松弛或间隙变大可通过动态特性试验模拟为传热管在与抗振条接触处在模态分析中所假设的弹簧刚度的降低。然后将降低的弹簧刚度作为下一个计算周期的传热管模态分析的边界条件，并重复上述过程。直至在某一段时间后出现流弹失稳现象，或得到完成全寿命周期后的传热管表面磨损量。
本发明并不严格地局限于所述实例。根据本发明提出的方法，可以应用于任何核电厂立式蒸汽发生器中U型传热管的流致振动和微动磨损分析。
与现有技术相比，本发明具有以下有益效果：
1、本发明提供的核电站U型传热管流致振动及微动磨损耦合分析计算方法，将传热管流致振动和微动磨损的计算分析耦合起来，判断考虑管壁减薄抗振条支撑变弱条件下是否会出现流弹失稳现象。同时能够预测流致振动情况变化条件下长时间内的传热管磨损情况。
2、本发明提供的核电站U型传热管流致振动及微动磨损耦合分析计算方法，在流致振动计算中，引入传热管面内弹簧的边界条件，将流致振动计算所得的流体激励力用于磨损计算。再将磨损计算所得的管壁减薄量作为修正传热管面内弹簧刚度大小的依据，代入下一周期的流致振动计算。这种分析方法能够更合理的计算寿期内的磨损量，并预测寿期末传热管表面出现一定磨损情况下的流弹稳定性能。
本说明书中各个实施例采用递进的方式描述，每个实施例重点说明的都是与其他实施例的不同之处，各个实施例之间相同相似部分互相参见即可。对于实施例公开的系统而言，由于与实施例公开的方法相对应，所以描述的比较简单，相关之处参见方法部分说明即可。
本领域技术人员可以对每个特定的应用来使用不同方法来实现所描述的功能，但是这种实现不应认为超出本发明的范围。
显然，本领域的技术人员可以对发明进行各种改动和变型而不脱离本发明的精神和范围。这样，倘若本发明的这些修改和变型属于本发明权利要求及其等同技术的范围之内，则本发明也意图包括这些改动和变型在内。

Claims (7)

1.一种核电站U型传热管流致振动及微动磨损耦合分析计算方法，其特征在于，将流致振动分析得到的模态频率和流体激励力作为微动磨损计算分析的输入的同时，将微动磨损计算分析得到的磨损深度作为流致振动分析的输入，通过迭代实现蒸汽发生器寿期内的流致振动和微动磨损耦合分析结果， 包括传热管-抗振条微动磨损试验、流致振动分析和微动磨损计算分析。
2.根据权利要求1所述的核电站U型传热管流致振动及微动磨损耦合分析计算方法，其特征在于，所述传热管-抗振条微动磨损试验用于获得微动图、摩擦系数和磨损系数。
3.根据权利要求1所述的核电站U型传热管流致振动及微动磨损耦合分析计算方法，其特征在于，所述流致振动分析的输入为结构信息、二次侧流场、阻尼比和线性简化的抗振条支撑边界条件；所述流致振动分析中首先通过有限元方法计算其模态频率，综合二次侧流场数据计算流弹性稳定比和流体激励力，然后通过流弹性稳定比判断当前状态下是否会出现流弹失稳现象。
4.根据权利要求3所述的核电站U型传热管流致振动及微动磨损耦合分析计算方法，其特征在于，所述结构信息包括传热管尺寸、支撑板的数量和间距、抗振条的数量及分布位置、传热管材料参数。
5.根据权利要求3所述的核电站U型传热管流致振动及微动磨损耦合分析计算方法，其特征在于，所述二次侧流场包括沿所分析的某根传热管的流体密度分布、流体速度分布、空泡份额分布。
6.根据权利要求3所述的核电站U型传热管流致振动及微动磨损耦合分析计算方法，其特征在于，所述抗振条支撑边界条件的线性简化是指将传热管在抗振条接触处的边界条件设为面外简支、面内弹簧，所述面内弹簧的刚度由传热管与抗振条之间的间隙决定。
7.根据权利要求1所述的核电站U型传热管流致振动及微动磨损耦合分析计算方法，其特征在于，所述微动磨损计算分析的输入包括结构信息、模态频率、流体激励力、磨损系数、摩擦系数；所述磨损计算包括：以Archard公式为基本依据，根据传热管-抗振条微动磨损的实际情况进行了修正；计算获得磨损体积和磨损深度，根据磨损深度修正传热管在抗振条接触处所设置的弹簧边界条件的刚度，然后进行下一个时间循环的流致振动分析，判断是否会出现流弹失稳。
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Families Citing this family (10)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN107633134B (zh) * 2017-09-19 2021-04-13 中国核动力研究设计院 一种防振条扭转对蒸汽发生器传热管磨损影响的分析方法
CN109033514B (zh) * 2018-06-15 2023-04-28 上海电气电站设备有限公司 一种平面管束流体弹性失稳评定方法
CN109556975A (zh) * 2018-10-16 2019-04-02 浙江工业大学 随机激励下薄壁传热管冲击磨损测试装置
CN109992906B (zh) * 2019-04-08 2023-09-05 中国核动力研究设计院 在泵致脉动压力下蒸汽发生器传热管微动磨蚀计算方法
CN110047601A (zh) * 2019-05-22 2019-07-23 上海核工程研究设计院有限公司 一种核电厂立式蒸汽发生器u型传热管单管动态特性试验装置
CN112284897B (zh) * 2020-09-30 2022-10-14 苏州热工研究院有限公司 核电机组蒸汽发生器传热管微振磨损损伤处理方法
CN113190927B (zh) * 2021-04-27 2023-08-04 上海核工程研究设计院股份有限公司 一种蒸汽发生器u型传热管流弹激励磨损分析计算方法
CN113506645B (zh) * 2021-07-08 2024-05-28 浙江工业大学 U型传热管微幅冲击磨损试验装置
CN115048846B (zh) * 2022-07-12 2023-08-22 中国核动力研究设计院 一种管束流弹系统的模型降阶与稳定性判定方法及系统
CN115238494B (zh) * 2022-07-21 2023-10-20 中国核动力研究设计院 一种管道流弹失稳的部件位置识别方法

Citations (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN103592195A (zh) * 2013-11-27 2014-02-19 西南交通大学 核电站蒸汽发生器传热管微幅冲击磨损试验机及试验方法
CN103604713A (zh) * 2013-11-21 2014-02-26 西南交通大学 一种蒸汽发生器传热管的多向微动磨损装置及试验方法
CN104914042A (zh) * 2015-07-07 2015-09-16 苏州热工研究院有限公司 高温高压水或蒸汽环境微动磨损试验机

Family Cites Families (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US9659676B2 (en) * 2012-10-18 2017-05-23 Westinghouse Electric Company Llc Jet pump diffuser stack repair

Patent Citations (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN103604713A (zh) * 2013-11-21 2014-02-26 西南交通大学 一种蒸汽发生器传热管的多向微动磨损装置及试验方法
CN103592195A (zh) * 2013-11-27 2014-02-19 西南交通大学 核电站蒸汽发生器传热管微幅冲击磨损试验机及试验方法
CN104914042A (zh) * 2015-07-07 2015-09-16 苏州热工研究院有限公司 高温高压水或蒸汽环境微动磨损试验机

Non-Patent Citations (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Title
Flow-induced vibration and fretting-wear predictions of steam generator helical tubes;Jong Chull Jo, et al.;《Nuclear Engineering and Design》;20080430;第238卷(第04期);第890-903页 *
蒸汽发生器传热管流弹失稳计算;韩同行 等;《流体机械》;20141231;第39-44页 *

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