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核能作为一种清洁、低碳、高效的优质能源，备受世界各国瞩目。积极安全有序发展核电是中国优化能源结构、保障能源供给安全、实现“双碳”目标、应对气候变化的重要手段。基于此，国内多家企业对核能的发展策略进行了深入研究并探讨核能作为绿色能源更广泛地服务于设备能源需求的可能性[1-2]。
蒸汽发生器是压水堆核电站中连接一回路与二回路的关键设备。蒸汽发生器U型传热管在二次侧流体的冲刷作用下，容易产生流致振动的问题[3]，该振动可引起传热管疲劳和磨损失效，进而威胁到核电站的安全运行[4-6]。
目前认为管束流致振动激励机制主要有4种：（1）周期性漩涡脱落；（2）湍流激振；（3）流体弹性失稳；（4）声共振[7]。传热管在受到二次侧流体冲刷时，由于随机脉动的流场压力会使得传热管发生振动，即湍流抖振。当流体的激振力频率与传热管的固有频率相近时，传热管会发生共振，从而使振幅增大。如果经历长时间的反复振动，管子将产生疲劳，甚至与支撑板管孔接触的管壁会被磨穿[8-9]，因此，在设计中需要避免传热管发生共振。
为了研究蒸汽发生器传热管在实际运行过程中的振动性能，各国开展了大量试验和计算仿真[10-12]工作。韩国Chu等[13]建立了一套以空气-水两相流来模拟二次侧流体冲刷的试验装置，测试了传热管弯管区域的动态特性并对流弹失稳的经验公式进行了验证。印度英迪拉·甘地原子能研究中心[14]建立了一套钠冷快堆蒸汽发生器试验装置，并开展了一系列关于蒸汽发生器管板、法兰接头设计、传热管流弹失稳的试验。加拿大Sawadog等[15-16]针对转置三角形排布的直管段建立了空气-水两相流试验装置，得到了不同空泡份额和节径比下的管束动态响应特性。中国核动力研究设计院[17]对管束流致振动的关键力学问题进行了讨论，分别对华龙一号蒸汽发生器[18]和ZH-65型蒸汽发生器[19]传热管束流致振动问题进行了仿真及试验验证。上海核工程研究设计院、中广核工程设计公司的研究者[20-22]发现在蒸汽发生器中对管束起支撑、约束作用的抗振条对传热管流致振动特性有较大影响，而往往在试验研究中是忽略掉抗振条的，工程计算中也多采用经验公式[23]，应用范围有限。除此之外，研究人员发现蒸汽发生器的管子支撑板开孔形式影响管束局部流场分布，从而影响传热管流致振动及微动磨损行为[24-25]。还有学者通过试验研究讨论了泵致脉动压力与传热管动态特性和疲劳失效的关系[26]。
文章建立了包含63根传热管弯管区和抗振条的试验本体，通过气水两相流模拟蒸汽发生器二次侧流体，对传热管束弯管区的流体脉动压力、管束振动特性进行了测量与分析。
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试验系统主要由试验本体、气水分离器、供水系统、供气系统、测量系统等组成。本次试验主要模拟空泡份额εg从0.7～0.98，管间流速Vcros从5～13 m/s变化，经计算供水系统的设计总流量为25～
3040 m3/h，可在该范围内连续调节。供气系统用于向试验本体提供稳定的不同流量压缩空气，压缩空气流经试验本体后，通过气水分离器排空。供气系统的运行压力为0.75 MPa，设计流量800～10200 Nm3/h。因试验规模及场地所限，试验本体采用局部等比例模型，截取实际蒸汽发生器传热管的中间9排。试验本体装置如图1所示，包括63根内侧的U型传热管束、4组抗振条、1组支撑板、管板、导流罩以及支座。传热管外径D为17.5 mm，壁厚t为1.01 mm，弯管半径R为510～660 mm，每排管束之间均安装有抗振条。传热管按照三角形排布方式成14排、9列，传热管通过带有三叶梅花孔的支撑板，固定在底端的管板上。试验本体的结构设计满足与工程样机的几何相似性及刚度相似性[27]。
Figure 1. Test model
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试验本体上共布置了12个三向加速度计和12个脉动压力传感器。如图2所示，分别布置在传热管束弯管区90°弯与45°弯位置上。加速度计通过卡箍固定在管5-1（第5排第1列，下同）、管5-2、管6-1、管6-4、管6-7和管5-7内部,脉动压力安装在传热管4-1、管4-4、管4-7、管5-3、管5-6和管6-2的外壁面。通过调整气、水的体积流量来模拟空泡份额εg从0.7～0.98，管间流速Vcros从5～13 m/s变化的二次侧流体工况。
Figure 2. Distribution of sensors
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传热管在空气中与气水两相流中的固有频率是不同的。因此考虑动水附加质量[28]，利用有限元软件分别计算了空泡份额在0.7、0.8、0.9、0.98共4种工况下传热管束的固有频率。在传热管与管板连接处作固支边界条件，在与支撑板接触处作简支边界条件处理。抗振条与管束接触的部位，则采用接地弹簧来进行模拟[20]。其中：附加流体质量计算公式[28]为：
$$ {{m}}_{\mathrm{A}}=\left(\frac{\rho \pi {D}^{2}}{4}\right)\frac{{\left({D}_{{\mathrm{e}}}/D\right)}^{2}+1}{{\left({D}_{{\mathrm{e}}}/D\right)}^{2}-1} $$ (1) 式中：
D ——传热管外径（mm）；
ρ ——空气-水两项流密度（kg/m3）；
De ——管道的等效直径（mm）。
对于三角形排布的管束[29]而言。
$$ \frac{P}{D}=\frac{24.9}{17.8}=1.42 $$ (2) $$ \frac{{D}_{{\mathrm{e}}}}{D}=\left(0.96+0.5\frac{P}{D}\right)\frac{P}{D}=2.37 $$ (3) 式中：
P ——管束排布间距（mm）。
通过对传热管的固有频率分析发现前两阶振动方向均为面外方向，如图3、图4所示为传热管典型1阶、2阶阵型图。由表1可知，随着弯管半径的增加，管束的1阶固有频率是逐渐减小的。同时随着空泡份额的增大，附加动水质量变小，因此，每根传热管的固有频率均随着空泡份额增大而增大。
Figure 3. Typical first modal shape of tube
Figure 4. Typical second modal shape of tube
空泡份额 阶数 频率/Hz（传热管按照弯管半径由小到大排列） 管6-1 管5-1 管5-2 管6-4 管6-7 管5-7 0.7 1阶 44.197 44.087 43.891 43.508 43.322 43.130 2阶 50.181 49.865 49.712 49.510 49.332 49.187 0.8 1阶 44.932 44.844 44.643 44.217 43.509 43.284 2阶 51.016 50.759 50.413 50.150 49.903 48.955 0.9 1阶 45.706 45.577 45.301 45.052 44.877 44.511 2阶 51.894 50.964 50.534 50.210 49.920 49.330 0.98 1阶 46.521 46.254 45.920 45.750 45.510 45.119 2阶 52.819 52.579 52.113 51.904 51.723 51.249 Table 1. Natural frequency of tubes in two-phase flow
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在空泡份额为0.7，管间流速为5 m/s工况下，各个测点的脉动压力主频均一致为43.457 Hz，脉动压力功率谱密度值随着弯管半径的增大而减小，90°位置与45°位置处所受流体激振力基本一致，如下图5所示。表2中分别选取了管束内侧、中间和外侧的3组测点，内侧的脉动压力功率谱密度峰值是外侧的2.7倍，说明了流体激振力在流体出口处相比流体入口处有较大衰减。结合管束固有频率的分析，在空泡份额0.7，管间流速为5 m/s工况下，流体脉动压力频率与传热管束一阶固有频率相近，结构易发生共振。
Figure 5. Power spectral density of fluctuating pressure at different measuring points with εg=0.7 and Vcros=5 m/s
管束位置（按弯管
半径从大到小排列）4-1-90° 4-1-45° 5-3-90° 5-3-45° 5-6-90° 5-6-45° 脉动压力主频/Hz 43.457 43.457 43.457 43.457 43.457 43.457 功率谱密度值/
（bar2·Hz−1）0.048 0.050 0.037 0.036 0.018 0.015 Table 2. Main frequency of fluctuating pressure and power spectral density at different measuring points with εg=0.7 and Vcros=5 m/s
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图6显示了空泡份额0.7时，传热管4-1-90°所受到的脉动压力随管间流速的增大而增大，5 m/s时有明显的振动主频，与一阶管束固有频率相近，易发生共振。其他工况下均显示在10～100 Hz的宽频范围内分布。其他测点在不同管间流速下脉动压力分布规律与管4-1-90°相似。
Figure 6. Amplitude of fluctuating pressure at measuring point 4-1-90°with εg=0.7 and different Vcros
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如图7，在管间流速5 m/s时，管4-1-90°位置处脉动压力功率谱密度峰值随空泡份额的变化是先增大后减小，在空泡份额为0.8时存在最大峰值。此时脉动压力频率与传热管束固有频率相近，结构易发生共振。
Figure 7. Power spectral density of fluctuating pressure at measuring point 4-1-90°with Vcros =5 m/s and different εg
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流体湍流中脉动变化的压力和速度场使管束振动。对湍流抖振频率计算，目前公认采用的计算公式为Owen得到的半经验公式[30]：
$$ {f}_{{\mathrm{t}}}=\frac{{V}_{{\mathrm{cros}}}D}{LT}\left[3.05{\left(1-\frac{D}{T}\right)}^{2}+0.28\right] $$ (4) 式中：
L ——纵向传热管中心距（mm）；
T ——横向传热管中心距（mm）。
但是其关键经验系数3.05仅是对气体试验数据（即空泡份额为1）拟合所得。当空泡份额为0.7、0.98时，采用该公式进行计算与试验值有差距，因此文章中通过调整经验系数值进行计算，与试验结果实现了较好的拟合。如表3和表4对空泡份额0.7和0.98的计算值及试验值进行了汇总，当经验系数为3.05时，计算值平均比试验值大4%，当调整经验系数后，计算值与试验值符合较好。说明在二次侧是两相流时，Owen公式中的经验系数不再适用，需要根据试验进行适当调整。
管间流速/(m·s−1) 试验值/Hz 计算值/Hz 经验系数=3.05 经验系数=2.8 5 43.457 44.822 43.017 6 45.410 47.511 45.598 7 49.316 52.441 50.330 8 59.248 61.854 59.363 9 64.453 67.232 64.525 10 68.359 71.266 68.397 11 93.750 98.608 94.637 12 98.632 102.193 98.079 13 99.450 103.986 99.799 Table 3. Comparison between the calculated value and the experimental value of turbulence vibration frequency at εg=0.7.
管间流速/(m·s−1) 试验值/Hz 计算值/Hz 经验系数=3.05 经验系数=2.85 5 43.296 44.822 43.378 6 45.410 47.511 45.981 7 50.781 52.441 50.752 8 59.082 61.854 59.861 9 64.941 67.232 65.069 10 68.847 71.266 68.971 11 94.238 98.608 95.431 12 98.145 102.193 98.902 13 100.098 103.986 100.637 Table 4. Comparison between the calculated value and the experimental value of turbulence vibration frequency at εg=0.98.
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对加速度计信号进行处理，通过两次积分得到传热管的位移数据。如图8所示，管束在X方向的振动有效值随管间流速的变化呈现出先增大到一定峰值再降低随后又继续增大的特点。总体上，空泡份额越大，管束振动的有效值峰值越小。空泡份额0.7～0.98时，管束振动有效值峰值分别出现在6 m/s、10 m/s、10.2 m/s和11 m/s。随着空泡份额的增大，出现峰值所对应的管间流速也越来越大。对应上述对脉动压力的分析，可以看到出现峰值时对应的工况均是发生了管束共振，当脉动压力频率与管束固有频率不一致时，传热管又恢复了由流体激振为主导的强迫振动。
Figure 8. Effective vibration displacement of tube bundle in X direction (in-plane) with different εg and Vcros
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文章设计了蒸汽发生器传热管束弯管区流致振动的试验装置，利用空气-水两相流体模拟蒸汽发生器传热管束二次侧的不同的运行工况。测量了空泡份额从0.7～0.98、管间流速从5～13 m/s变化时不同管束位置受到的流体脉动压力，得到了管束振动特征，并进行了详细分析，得到如下结论：
1）传热管束外侧处的流体激励相比内侧处有较大衰减。
2）在5～7 m/s的流速范围内，流体脉动压力主频与管束的固有频率接近，传热管易发生共振。
3）流体脉动压力的频率分布范围比较宽，随着管间流速的增大，脉动压力幅值逐渐变大。
4）采用经验公式计算得到的流体脉动压力主频比试验得到的值偏大，调整了其中的经验系数后，计算值与试验值更相符。
5）管束的振幅随着空泡份额增大而减小，发生共振时管束的振幅会有较大的增长。
Experimental Study on Flow-Induced Vibration in Bend Zone of Steam Generator Tube Bundle
doi: 10.16516/j.ceec.2024.6.10
- Received Date: 2023-08-09
- Accepted Date: 2023-09-26
- Rev Recd Date: 2023-09-02
- Available Online: 2024-10-21
- Publish Date: 2024-11-30
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Key words:
- pressurized water reactor /
- steam generator tube /
- air-water two-phase flow /
- fluctuating pressure /
- turbulent excitation
Abstract:
| Citation: | LI Xiaomeng, YANG Lin. Experimental study on flow-induced vibration in bend zone of steam generator tube bundle [J]. Southern energy construction, 2024, 11(6): 94-101 doi: 10.16516/j.ceec.2024.6.10
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