压水核反应堆蒸汽发生器是链接一、二次侧的枢纽设备,其运行的安全有效性对核动力系统至关重要。蒸汽发生器传热管在流动传热过程中承受多种应力的耦合作用,易产生应力腐蚀及磨损,进而出现完整性破坏。因此,蒸汽发生器流动传热及流体作用下传热管应力的研究对揭示传热管降质失效的原因以及优化蒸汽发生器的结构设计有重要意义。参照大亚湾压水堆蒸汽器发生器运行及结构参数,建立了U形管简化物理模型。利用CFX模拟100%-50%工况蒸汽发生器流动传热过程,揭示了稳态运行时关键热工参数的分布规律以及降负荷运行过程中参数的动态变化规律。在Workbench平台中,实现了额定工况下流体温度场及压力场载荷向结构模型的传递,对传热管及支撑板进行稳态热分析及结构静力分析,揭示了传热管应力分布规律。计算结果表明:对应于100%、70%及50%三种工况,一次侧流体出口温度分别为297.2℃、295.6℃和294.8℃,二次侧出口平均质量含汽率分别为24.5%、16.7%和12.1%,流动传热数值模拟结果与大亚湾核电站相应工况下的实际参数一致。降负荷过程中,一、二次侧换热强度下降,流体热工参数值随时间逐渐减小,支撑板对二次侧流体的扰动作用也逐渐减弱。管长方向,传热管内、外壁平均热应力变化趋势与内、外壁温差变化一致,在支撑板位置存在应力集中。传热管内、外壁平均机械应力与内、外侧流体静压差有关,在U形弯管段波动变化。传热管与管板接触位置处内壁热应力值为47.7MPa;支撑板处外壁平均机械应力值约为75MPa,应力计算结果与实际测量值相符。热载荷及流体静压载荷共同作用下,耦合应力是热应力及机械应力共同作用的结果,在外壁表现为热应力和机械应力的叠加,在内壁非支撑板位置则表现为热应力对机械应力的削弱。支撑板位置处,耦合集中应力的变化规律与热应力相似,弯管段耦合应力变化趋势与机械应力基本相同。传热管热应力、机械应力及耦合应力在支撑板位置处均沿圆管周向周期变化,而且在流水孔及接触部位的径向分布也不均匀,相应部位在长期热载荷及静压载荷作用下极易产生应力腐蚀并引发高周疲劳。