1、No.1Mar.2023DONGFANG TURBINE2023年3月第1期基于凝汽器壳侧蒸汽流场的冷却管防振改进研究基于凝汽器壳侧蒸汽流场的冷却管防振改进研究DOI:10.13808/ki.issn1674-9987.2023.01.018第一作者简介：鲍旭东（1966-），男，本科，高级工程师，毕业于上海电力大学热能动力专业，主要从事核电设备运行和可靠性管理工作。鲍旭东1，危安泽1，刘强1，汪昆2，张冬2，张莉2（1.中核核电运行管理有限公司，浙江 嘉兴，314300；2.上海电力大学，上海，201306）摘要：冷却管束是凝汽器的关键敏感部件，因设计不足导致凝汽器在某些运行工况下发生冷却管
2、振动、碰磨损坏，严重影响了凝汽器设备运行的可靠性。由于凝汽器壳侧蒸汽流动过程错综复杂,使得汽流冲击冷却管束产生激振难以控制，某些核电厂虽然采取了一些针对性的措施，但在后续运行中又发生了冷却管振动断裂故障，说明现有的措施存在局限性。通过对不同运行工况下凝汽器壳侧蒸汽流动不均匀性及局部流速变化分析，发现在某些冷却管束区域局部汽流速度过高，易引发冷却管束振动、碰摩故障。通过对核电凝汽器壳侧蒸汽流动的数值模拟与计算分析，可以为改进冷却管振动防范措施和优化凝汽器运行方式提供依据。关键词：凝汽器，壳侧流场，冷却管，防振中图分类号：TK262文献标识码：B文章编号：1674-9987（2023）01-006
3、9-06Research of Anti-vibration Improvement of Cooling PipeBased on the Flow Field in Shell of CondenserBAO Xudong1，WEI Anze1，LIU Qiang1，WANG Kun2，ZHANG Dong2，ZHANG Li2（1.CNNC Nuclear Power Operation Management Co.,Ltd.,Jiaxing Zhejiang,314300;2.Shanghai University of Electric Power,Shanghai,201306）A
4、bstract：Tube bundle is the key component of condenser.Due to insufficient design,cooling pipe of condenser is vibrated anddamaged under some operating conditions,which seriously affects the operation reliability of the condenser equipment.As the steamflow in the shell of the condenser is complex,the
5、 excitation of cooling pipes impacting by the steam flow is difficult to control.Al-though some nuclear power plants had taken some corresponding measures,the vibration fracture fault of cooling pipe occurred inthe operation.It indicated that the existing measures had some limitations.Through the an
6、alysis of the non-uniformity steam flowand local velocity change in the shell of the condenser under different operating conditions,it is found that the local steam velocityin some tube bundle areas is too high,which is easy to cause the vibration and abrasion failure of the cooling pipe.The numeric
7、alsimulation and calculation analysis of steam flow in the shell of nuclear power condenser could provide a basis for improving the vi-bration prevention measures of cooling pipe and optimizing the operation mode of condenser.Key words：condenser,flow field in the shell,cooling pipe,anti-vibration69M
8、ar.2023No.1DONGFANG TURBINE2023年3月第1期1概述凝汽器作为核电站二回路系统重要辅机设备，设备故障会直接影响核电机组运行的可靠性和安全性。冷却管泄漏是凝汽器设备的常见故障，多个核电机组在运行中发生冷却管泄漏，海水进入凝汽器汽侧，造成凝结水水质快速恶化，甚至导致蒸汽发生器二次侧水质恶化而降功率停机1,2。某核电厂A在安装调试阶段中，2台机组的凝汽器分别发生了冷却管振动碰摩故障共造成了5根管断裂泄漏，停机检查均发现某些迎流区的几排冷却管之间存在碰摩现象。某核电厂B的1台机组在正常满功率运行过程中，出现凝汽器冷却管泄漏故障，机组出力降至60%额定功率后实施凝汽器半侧隔离
9、，通过查漏和内窥镜检查确定一根冷却管（钛管）存在环状裂纹，凝汽器钛管开裂断口位置在2个支撑板之间，且钛管表面均存在明显的碰摩痕迹，环状裂纹及碰摩痕迹如图1所示。（a）泄漏管内窥镜检查情况（b）泄漏管外观检查情况图1凝汽器冷却管泄漏检查情况上述2个核电厂的汽轮机主机设计参数都是相同的，凝汽器结构设计相同，发生开裂泄漏失效的都是凝汽器冷却管束外围的位于蒸汽流道最外侧区域的钛管，原因是蒸汽流速过大形成汽流激振，使得冷却管产生大幅振动、碰摩导致损坏。冷却管的振动损坏一直是电站凝汽器运行中一大问题，其中原因之一是绕流冷却管的高速汽流的激振（或称诱振）作用，使冷却管产生过大的振幅，相互碰撞、磨损3。虽然这
10、些运行机组的凝汽器设备采用冷却管加装防磨条、预防性堵管和更换假管等措施4，但是这些预防性措施并未能完全防止发生凝汽器漏泄故障，需进一步改进冷却管振动防治措施。2凝汽器冷却管振动及预防措施在凝汽器设备设计制造阶段，按照现行标准都会对凝汽器冷却管进行振动计算与分析，包括固有频率、卡门漩涡激振、紊流抖振和流体弹性失稳等，同时通过冷却管束排列方式优化、合理设置中间支撑板数量、改进喉部蒸汽流动的不均匀性等措施改进设计方案。高速汽流激起的冷却管振动是1种由汽流拖曳作用所致的、在自身固有频率下的振动，振幅随流速的提高而增大5。由于凝汽器的实际运行条件不同于设计计算条件，特别是凝汽器喉部空间结构和设备布置的复
11、杂性，会造成喉部进入冷却管束的蒸汽处于1种不均匀的流动分布状态，局部区域存在高速汽流冲击冷却管而引起冷却管振幅过大。因此凝汽器运行工况稳定可以减少蒸汽不均匀流动的不利影响，降低凝汽器冷却管发生振动损坏的风险。凝汽器设计中最关键的是冷却管束设计，既要考虑管束具有良好的换热效率，又要避免管束由于流体诱导振动而导致的破坏6。充分考虑凝汽器壳侧蒸汽不均匀流动分布，以及高速汽流对管束的激振作用等因素，通过正确的计算条件输入保证冷却管束振动计算有足够的设计裕量，可以防止凝汽器冷却管在机组运行中发生振动碰摩、损坏。但是对于已投用机组的凝汽器设备只能采用被动防范的技术措施，且存在局限性。例如在碰摩断管风险较大
12、的部位加装防磨条，由于受设备空间限制，位置不可达而无法全部安装，只能进行预防性堵管或更换假管（防冲管）7。若大量预防性堵管会减少凝汽器冷却管数量，影响有效的换热面积裕量。对此有必要通过凝汽器壳侧蒸汽流动数值模拟分析，了解和掌握凝汽器内部蒸汽不均匀流动分布情况，以准确识别冷却管振动碰摩的风险区域。3凝汽器壳侧蒸汽流动分析70No.1Mar.2023DONGFANG TURBINE2023年3月第1期某核电1 089 MW汽轮机为1个高中压合缸、2个双流四排汽低压缸；凝汽器为双壳体、单背压、单流程的对分式凝汽器，每个凝汽器壳体内有2个管束模块，2个凝汽器壳体内共有4个管束模块，凝汽器管束布置形状为
13、“枞树形”。根据凝汽器制造厂的相关图纸资料和设备部件几何尺寸，分别对凝汽器喉部和凝汽器壳侧蒸汽的流动区域进 行 了 几 何 建 模。应 用 较 为 广 泛CFD软 件 包FLUENT的功能，以汽机进汽阀全（VWO）工况设计参数为输入条件，开展凝汽器喉部及壳侧蒸汽流动的数值模拟计算。图2所示为汽机低压排汽缸到凝汽器喉部的蒸汽流动情况，由于受到低压外缸壁的限制，以及喉部低压加热器、低压缸进汽管道等设备部件的阻挡，使得进入凝汽器壳侧的蒸汽流动方向并不是全部竖直向下，而是在各处以不同的倾斜角度流入，并且各处速度大小也不等，在凝汽器喉部出口处的蒸汽流动速度分布表现出明显的不均匀性。图2低压排汽缸内蒸汽流
14、线图3.1凝汽器壳侧蒸汽流动速度变化分析从凝汽器喉部进入壳侧冷却管束空间后，蒸汽由流动为主转变以凝结换热为主，蒸汽流动过程中穿过排列较为紧密的管束区的同时还在不断地凝结发生相变，此时凝汽器壳侧的蒸汽流动较为复杂。由于凝汽器壳侧入口蒸汽存在不均匀流动现象，特别存在接近凝汽器喉部壁面处蒸汽流速较大，会导致更多的蒸汽被引导到凝汽器下部，形成蒸汽绕流下部管束模块后再流向相邻管束模块侧边中间区域的流动特点。凝汽器在100%热负荷下，壳侧蒸汽流动进入4个冷却管束模块时，因受到壳侧入口蒸汽流动高速区的影响，如图3所示：冷却管束模块一、四上部“枞树树枝”间通道内的蒸汽流速相较于模块二、三要大，同时由于高速的蒸
15、汽通过两侧通道对模块一、四形成了包绕流动，使得一、四模块下方“枞树树枝”间通道内的蒸汽流速较小，因而影响了模块一、四的管束冷却效果。在凝汽器不同运行工况下，壳侧入口蒸汽分布的不均匀性有较大差异，在100%热负荷工况下表现更加明显，这是因为凝汽器蒸汽负荷越大，蒸汽流动速度越快，在喉部内较短距离的流动中未能让其得以流动发展和均匀化。当进入凝汽器的蒸汽热负荷的减少时，喉部出口的均匀性会有所改善，但在凝汽器单侧隔离运行期间时，若遇到汽轮机旁路蒸汽排放、高加紧急疏水排放等一些特殊情况发生，由于大量旁路排放蒸汽或大量高加疏水闪蒸蒸汽直接进入凝汽器喉部，会加重凝汽器喉部出口流场分布不均匀性，极可能造成冷却管
16、束模块一、四上部“枞树树枝”间通道内局部区域流速过高，而引起传热管振动损坏故障发生。图3凝汽器壳侧蒸汽速度分布云图（100%热负荷）71Mar.2023No.1DONGFANG TURBINE2023年3月第1期（a）模块二、四同时隔离时的速度分布云图（65%热负荷）（b）模块一、三同时隔离时的速度分布云图（65%热负荷）图4凝汽器壳测蒸汽流场分布图（同时隔离2个冷却管束模块）当只隔离1个冷却管束模块，其他3个模块通水工作时，汽轮机出力可以维持在80%额定负荷运行，这样可以减少凝汽器单侧运行期间发电量的损失。值得注意的是，由于模块一和模块四位置分别在2台凝汽器两端，单独隔离时与中间位置的模块二或模块三隔离的情况有所不同。如图5（a）所示只隔离模块一时，冷却管束上方进入的蒸汽向两侧分流，其中向左侧分流的蒸汽直接3.2凝汽器局部高流速问题分析对于大型火电厂凝汽器来说，喉部蒸汽的平均流速可以达到100 m/s以上，这种高速汽流使得冷却管受到很大的冲击力8。因主蒸汽参数低，核电汽轮机做功总焓降仅为同功率亚临界火电机组的2/3，同等功率的核电汽轮机高压缸进口的容积流量是火电的3.4倍，而进入凝汽