宋印玺

（上海核工程研究设计院，上海　200233）

核电厂管壳式换热器管束振动研究

宋印玺

（上海核工程研究设计院，上海200233）

管束流致振动是管壳式换热器管束发生机械损坏的重要因素，已引起换热器设计人员的高度重视。文章基于核电厂中管壳式换热器，介绍了管束振动造成的主要损坏形式、振动区域以及引起管束振动的主要机理。给出了HTRI软件中分析管束振动的判断依据，并结合振动机理给出了在换热器设计中影响管束振动的结构参数，旨在为设计人员提供一定的参考，能在实际设计过程中采取合理的防振措施，避免管束振动的发生。

管壳式换热器；流致振动；HTRI；防振措施

AP1000核电站是我国从美国引进的先进非能动压水堆核电技术，属于第三代核电技术，也是我国正在大力发展的先进核电技术，该堆型具有非能动的特点，安全性更高。AP1000核电机组中管壳式换热器是实现冷热流体间热量传递的换热设备，数量较多，设备的安全运行对核电厂运行的可靠性和经济性起着非常重要的作用。目前影响管壳式换热器安全的主要因素是管束振动，管束振动是造成管壳式换热器损坏的主要因素，近年来已经引起换热器设计人员的高度重视［2］。文章对核电站管壳式换热器管束振动进行分析研究，并提出设计过程中如何避免管束振动。

1　管束振动损坏情况

管壳式换热器壳程中的流体流路十分复杂，有管束上的横向流、纵向流、旁路流等多股流路。管束两端的进出口处还存在一定的滞流区。各流路中流体流速的大小和方向在不断变化，呈不规则的非稳定流动状态，整个管束处于不均匀力场中，受流体流动的各种激发力影响，管束极易诱发振动损坏。目前管束振动损坏主要有以下几种情况［4］：

1）碰撞损伤：由于管束振幅过大，导致管子相互碰撞，或管子碰撞容器壁导致的破坏。

2）折流板损伤：为便于制造，折流板管孔与管外径存在装配间隙，当流体作用力大时，管子与折流板管孔发生碰击，超过一定时间就引起管子开裂损坏。

3）管板的夹紧影响：管子与管板采用焊接或胀接连接，受管板对管子夹紧的影响，紧挨管板一跨的管子固有频率增高。然而由于管子的横向变形所引起的应力在管子伸出管板的根部也是最大的，使得管子有断裂的可能。

4）材料缺陷扩展：当管子本身材料存在缺陷时，或者由于腐蚀和磨损产生了裂纹等缺陷时，由振动产生的低应力脉动会使缺陷扩展并使管子破坏。

5）声振动：声振动是由气柱振荡产生的，当这种振荡产生的音波频率与管子固有频率产生共鸣时，将会给管子带来可能的破坏。

2　管束振动的主要区域

管壳式换热器发生振动的主要区域如下［4］：

1）U形弯管区域：由于U形弯管部分的固有频率低，容易产生振动。

2）进出口区域：换热器进出口区域流速较高，高速流体冲击会导致流动。

3）管板区：由于接管影响，管板到第一块支撑板跨距较大，导致此处管子固有频率较低，使得该处容易发生振动。

4）折流板缺口区：折流板缺口处的管子无支撑跨距是折流板间距的一倍，导致管子固有频率较低，使得该处容易发生振动。

3　管束振动的机理

管壳式换热器管束振动主要是由壳程流体横向流动产生的动态力引起的，纵向流一般引起振动的可能性很小。GB151以及TEMA中都对管束流致振动做了详细说明，认为引起管束振动的原因主要有卡门漩涡、湍流抖动、流体弹性不稳定、声共振。由于核电换热器大多是水水换热，不存在声共振情况，故文章不作介绍［1］。

3.1卡门漩涡

当流体高速横向流过传热管时，在管后尾流中产生一个周期性反对称漩涡脱流尾流，即为卡门漩涡，卡门漩涡交替性脱落，产生周期性的升力和阻力，导致管子振动（见图1）。

图1　卡门漩涡示意图Fig.1　Schematic of vortex shedding

卡门漩涡频率计算公式如式（1）表示：

式中：S为斯特罗哈尔数，无因次，与管束布置有关（见图2）；V为流体横流速度，m/s； d0为管外径，m。

图2　斯特罗哈尔数与管束布置关系图［5］Fig.2　Strouhal number and bundle layout［5］

图3　流体弹性不稳定系数与管束布置关系图［5］Fig.3　Fluid elastic instability and bundle layout［5］

3.2湍流抖动

湍流抖动在工程中是无法避免的，流体在管束区流动都会产生一定的湍流，当湍流脉动频率与管子固有频率相同时会诱发管束振动，具有一定的随机性，不是导致管束破坏的主要因素，其脉动频率如式（2）表示：

式中：L为传热管纵向管中心距；T为传热管横向管中心距。

3.3流体弹性不稳定

流体弹性不稳定是流动流体与管子振动耦合后的自激励振动现象。当流体流动速度达到某值时，流体的弹性力对管系统所做的功就大于管系阻尼所消耗的功，管的响应振幅突然增大，而且不可收敛，以致管束发生碰撞而破坏。流体弹性不稳定是引起管束振动的主要原因，发生流体弹性不稳定现象的最小流速为临界流速，其计算公式如式（3）表示：

式中：sβ为流体弹性不稳定系数，与管束布置有关（见图3）；f为换热管固有频率，Hz；Me为换热管单位长度有效质量，kg/m；0δ为换热管对数衰减数；ρ为壳侧流体密度，kg/m3。

其中，换热管固有频率为式（4）：

式中：C为固有频率计算常数，无因次；E为换热管弹性模量，Pa；di为换热管内径，m；L为跨换热管长度，m。

4　防振判据分析

管束振动的机理可以作为判断管束是否发生振动的判断依据，但计算量较大，且AP1000核电站中明确要求换热器的设计需出具HTRI热工水力分析报告。因此，文章借助HTRI软件的Xist模块进行管束流致振动判断。

HTRI软件Xist模块主要依据TEMA标准，通过上述管束振动机理计算对发生管束流致振动的可能性进行判断分析，主要体现以下几方面：换热管最大无支撑跨距；管束区平均横流速度；折流板切口边缘横流速度；壳侧进出口处流速；卡门漩涡频率；管束横向/纵向振幅；湍流脉动频率；管束湍流脉动振幅；临界流速和管固有频率等［5］。

5　设计过程中的防振措施

通过管束振动机理以及判断依据的分析，当HTRI软件对管束流致振动报警时，可以根据上述分析采取针对性措施，主要措施有：降低壳侧流体横流速度；提高临界流速；降低进出口流体流速；提高管子的固有频率；更改壳程流体流向为纵向流等。

影响上述参数主要包括以下结构因素：

1）管子直径：对一定长度的管子来说，管径越大，其惯性矩越大，增大管径可以增加管子刚性。

2）管束排列方式：相同条件下，管束排布方式不同，临界流速不同。

3）管间距：增大管间距和管径比值，既可以增大一跨距内的管束刚性，减少管子碰撞的概率，还可以降低管束区横向流速。

4）无支撑跨距：无支撑跨距越小，管固有频率越高，减小跨距是减小振动最有效的措施，但减小跨距也会相应地提高流体横向流速。

5）进出口区：进出口区域流体的局部流速会增高，应尽量减小该区的流速，增加防冲装置及支撑装置。

6）U形管弯管区：随着设备尺寸的增大，U形管弯管区跨度增加，固有频率较低，容易诱发振动，可考虑增加相应支撑。

7）管子材料和厚度：当可能存在管束流致振动的时候，可选择材料刚性较好的管或者增加壁厚。

8）折流板管孔尺寸及厚度：增加折流板厚度，减小管孔与管壁间隙，可以抑制振动。

9）折流板类型：双弓折流板代替单弓折流板可以有效降低流体横向流速，采用NTIW折流板可以增加管束刚度，采用纵向支撑装置可以使流体纵向冲刷管束，这些都可以避免振动的发生。

6　结论

管束流致振动是管壳式换热器出现机械损坏的重要因素，核电站中管壳式换热器管束流致振动机理主要有流体弹性不稳定、卡门漩涡及湍流抖动，其中流体弹性不稳定是造成换热管振动失效的主要因素。文章介绍了HTRI软件分析判断管束振动的方法依据以及在设计过程中影响管束振动的结构参数，将其运用于工程实践，在设计过程中采取合理有效的防振措施，可以有效降低管壳式换热器管束振动破坏的概率，为核级管壳式换热器管束防振设计提供一定的指导意义。

［1］ GB 151-1999 管壳式换热器［S］.（GB 151-1999 Tube and Shell Heat Exchanger［S］.）

［2］ 程林. 换热器内流体诱导振动［M］. 北京：科学出版社， 2001.（CHENG Lin. Fluid-induced Vibration within the Heat Exchanger［M］. Beijing： Science Press， 2001.）

［3］ 邱金荣，龚自力，等. 核级换热器流致振动及防振措施研究［J］. 中国核科学技术进展报告（第一卷），2009，11.（QIU Jin-rong， GONG Zi-li， et. al. Study on Flow-induced Vibration and Counter Measures for Nuclear-class Heat Exchanger［J］. Report on Nuclear Science and Technology Progress in China （Vol. 1）， Nov. 2009.）

［4］ Standards of the tubular exchanger manufacturers association［S］， TEMA-9th，2007.

［5］ DESIGN MANUAL［CP］，Heat Transfer Research Inc，2013，03.

Study and Design about Flow-induced Vibration of Shell and Tube Exchanger

SONG Yin-xi
（Shanghai Nuclear Engineering Research & Design Institute，Shanghai200233，China）

Tube vibration is an important reason for tube failure of shell and tube exchanger， and it has aroused attention from designers. Based on the exchanger in nuclear power plant， this paper introduces the tube damage type， vibration region and vibration mechanism caused by flow-induced vibration. And how to judge tube vibration in the HTRI and the structural parameters which could influence on vibration are presented. It aims to provide reference for designers， and avoid the tube vibration with suitable anti-vibration measures.

shell and tube exchanger；flow-induced vibration；HTRI；anti-vibration

TM623Article character：AArticle ID：1674-1617（2015）02-0147-04

TM623

A

1674-1617（2015）02-0147-04

2015-03-27

宋印玺（1983—），男，河北沧州人，工程师，硕士，从事换热器研发设计工作。