二代改進(jìn)型核電站管道系統(tǒng)應(yīng)力分析與評(píng)定

寧慶坤 田金梅

（中國核電工程有限公司 北京 100840）

二代改進(jìn)型核電站管道系統(tǒng)應(yīng)力分析與評(píng)定

寧慶坤 田金梅

（中國核電工程有限公司 北京 100840）

管道是核電站中的重要部件。為了使管道滿足規(guī)范要求，需要對(duì)管道進(jìn)行應(yīng)力分析與評(píng)定。本文分析了二代改進(jìn)型核電站1級(jí)和2級(jí)管道應(yīng)力分析與評(píng)定過程，論述了不同載荷下管道應(yīng)力的計(jì)算方法，并分析了RCC-M規(guī)范版本的變化對(duì)管道應(yīng)力分析結(jié)果的影響。最后，以嶺澳核電站二期工程安全注入系統(tǒng)為例，對(duì)管道進(jìn)行了應(yīng)力分析與評(píng)定，滿足了RCC-M規(guī)范的設(shè)計(jì)要求，并輸出了支撐載荷、接管載荷、管道位移等接口參數(shù)。本文可以為二代改進(jìn)型核電站管道系統(tǒng)應(yīng)力分析與評(píng)定提供幫助。

管道，應(yīng)力分析與評(píng)定，SYSPIPE

二代改進(jìn)型核電站基本采用翻版加改進(jìn)的設(shè)計(jì)建設(shè)模式，根據(jù)經(jīng)驗(yàn)反饋和具體項(xiàng)目的不同情況進(jìn)行適當(dāng)?shù)募夹g(shù)改進(jìn)。本文就其管道系統(tǒng)的應(yīng)力分析與評(píng)定進(jìn)行分析。

核電站管道系統(tǒng)設(shè)計(jì)是一項(xiàng)非常龐雜的任務(wù)，一個(gè)經(jīng)濟(jì)、合理的設(shè)計(jì)必須綜合考慮管道的安裝條件、管道的應(yīng)力水平以及與管道相連接的設(shè)備管嘴的應(yīng)力水平等因素，使管道既具有足夠的剛性抵抗地震、風(fēng)載荷和閥門排放等引起的沖擊載荷，同時(shí)要求具有一定的柔性以緩解熱膨脹應(yīng)力。二代改進(jìn)型核電站管道應(yīng)力的評(píng)定依據(jù)RCC-M規(guī)范2000版和2002年版補(bǔ)遺[1]進(jìn)行。

1 評(píng)定過程簡(jiǎn)介

對(duì)于管道系統(tǒng)的應(yīng)力分析和評(píng)定，首先需要建立分析模型，按照管道ISO圖(即立體圖)，模擬管道系統(tǒng)的各種特性參數(shù)(如管道布置、尺寸、材料、質(zhì)量、焊接形式、閥門參數(shù)、約束條件等)，計(jì)算管道在核電站可能承受的各種載荷作用下的應(yīng)力，并根據(jù)規(guī)范對(duì)應(yīng)力進(jìn)行分類組合評(píng)定，如評(píng)定結(jié)果不滿足規(guī)范要求，則需要相應(yīng)調(diào)整管道布置、支撐布置和支撐類型，直至應(yīng)力評(píng)定滿足規(guī)范所有工況的要求，并給出管嘴、閥門、支撐處的接口數(shù)據(jù)。

2 模型的建立

SYSPIPE程序已經(jīng)集成在計(jì)算機(jī)輔助管道分析系統(tǒng)CAPS(Computer Aided Piping System)[2]中。按照SYSPIPE[3]的使用要求，依圖紙和設(shè)計(jì)參數(shù)進(jìn)行建模，包括管道的標(biāo)高、管道外徑、壁厚、彎管(彎頭)彎曲半徑、閥門及整體附件的重量、管道特性(楊氏模量、泊松比、許用應(yīng)力、線密度、線膨脹系數(shù)等)、溫度、壓力、管道級(jí)別、焊接形式等。采用有限單元法進(jìn)行分析，將三維管道離散為空間管單元，單元由節(jié)點(diǎn)相連，法蘭、閥門用剛性單元模擬。

按支吊架的功能對(duì)力學(xué)模型施加約束。常用的支架按使用功能分為：剛性支架、彈性支架、阻尼器。剛性支架可以提高系統(tǒng)剛度，利于抗震，在自重、溫度、地震等工況下均起作用；彈性支架只在自重工況下起作用；阻尼器用于抗震減震，不限制熱位移不承受重量。

3 分析方法

核電站管道系統(tǒng)可能承受的載荷主要有：自重、內(nèi)壓、熱膨脹、地震等。下面將分別介紹不同載荷的分析方法。

3.1自重

定義垂直向下的加速度為9.81 m/s2，根據(jù)管道單元線密度和集中質(zhì)量計(jì)算重力效應(yīng)。

3.2內(nèi)壓

對(duì)于1級(jí)管道，內(nèi)壓引起的管道應(yīng)力為：

式中，B1為應(yīng)力指數(shù)，p為設(shè)計(jì)壓力，D0為管道外徑，t為管道名義壁厚。

對(duì)于2級(jí)管道，內(nèi)壓引起的管道應(yīng)力為：

式中，tn為管道公稱壁厚。

2級(jí)管道的壓力引起的管道應(yīng)力也可以用下式代替：

式中，d為管道內(nèi)徑。

3.3熱膨脹

對(duì)應(yīng)于核電廠的各種工況，分別定義不同管段的溫度值。對(duì)于熱膨脹載荷，折算成冷態(tài)的內(nèi)力矩由下式計(jì)算得出：

式中，Mcold為冷態(tài)下的力矩，Mhot為熱態(tài)下的力矩，Ecold為冷態(tài)下的彈性模量，Ehot為熱態(tài)下的彈性模量。

3.4地震

管道系統(tǒng)的抗震分析在其應(yīng)力分析中占有重要的地位，抗震分析可分為：靜力法、反應(yīng)譜法、時(shí)程分析法。在核電站管道設(shè)計(jì)中，一般采用反應(yīng)譜法。反應(yīng)譜法首先進(jìn)行模態(tài)分析，求解結(jié)構(gòu)的固有頻率和振型，然后在各支撐位置輸入所在廠房的樓層反應(yīng)譜，計(jì)算管道系統(tǒng)的總體地震響應(yīng)。

管道沿著一個(gè)地震激勵(lì)方向的最可能的響應(yīng)通過低于和高于截?cái)囝l率的模態(tài)響應(yīng)組合得到，方法如下：

對(duì)密集頻率按10%法進(jìn)行組合，總體的地震響應(yīng)由各方向響應(yīng)的平方和的平方根方法組合得到。

4 不同工況下管道應(yīng)力評(píng)定準(zhǔn)則及不同版本規(guī)范分析

4.1 1級(jí)管道

0級(jí)準(zhǔn)則，在設(shè)計(jì)工況下，管道一次應(yīng)力強(qiáng)度的限制應(yīng)滿足RCC-M B3652的式(9)。

A級(jí)準(zhǔn)則，系統(tǒng)從一個(gè)載荷狀態(tài)變化到另一個(gè)載荷狀態(tài)時(shí)，應(yīng)滿足RCC-M B3653的式(10)。若不能滿足式(10)，則該對(duì)載荷組的組合應(yīng)滿足RCC-M B3653的式(12)和(13)。

當(dāng)驗(yàn)證D級(jí)準(zhǔn)則時(shí)，將RCC-M B3652的式(9)右邊的系數(shù)1.5替換為3.0。若壓力較小(PD0/(2t)≤Sm)，需滿足RCC-M B3656的式(9')。此外，應(yīng)力還應(yīng)滿足附加的RCC-M B3656的式(9")。

4.2 2級(jí)管道

0級(jí)準(zhǔn)則，由設(shè)計(jì)壓力、重量和其它設(shè)計(jì)機(jī)械載荷產(chǎn)生的應(yīng)力應(yīng)滿足RCC-M C3652的式(6)。

A級(jí)準(zhǔn)則，由熱膨脹而產(chǎn)生的應(yīng)力變化范圍應(yīng)滿足RCC-M C3653的式(7)，若應(yīng)力超過限制，由設(shè)計(jì)壓力、重量和其它設(shè)計(jì)機(jī)械載荷產(chǎn)生的應(yīng)力和熱膨脹產(chǎn)生的應(yīng)力變化范圍的總和應(yīng)滿足RCC-M C3652的式(8)。

B級(jí)準(zhǔn)則，由壓力、重量、偶然載荷產(chǎn)生的應(yīng)力總和應(yīng)滿足RCC-M C3654的式(10)。

當(dāng)驗(yàn)證D級(jí)準(zhǔn)則時(shí)，將RCC-M C3654的式(10)右邊的系數(shù)1.2替換為2.4。若壓力較小(PmaxD0/ (2tn)≤Sh)，需滿足RCC-M C3656的式(10')。此外，應(yīng)力還應(yīng)滿足附加的RCC-M C3656的式(10")。

4.3 RCC-M2000版規(guī)范+2002版補(bǔ)遺分析

RCC-M 2000版+2002版補(bǔ)遺與以往版本相比較，在管道應(yīng)力分析與評(píng)中主要有以下不同：

(1) 引進(jìn)了地震縮減系數(shù)1τ≤，減小了RCC-M B3650、C3650中地震載荷產(chǎn)生的應(yīng)力，減小了管道設(shè)計(jì)的保守性，評(píng)定中不考慮縮減系數(shù)對(duì)支架和管嘴載荷等接口參數(shù)的影響。

(2) 可采用更大的阻尼比（如N411譜），這樣做不一定能降低管道的地震應(yīng)力，但能大大降低作用在支架和設(shè)備接管上的地震載荷。

(3) 在D級(jí)工況下，對(duì)壓力產(chǎn)生的載荷提出了單獨(dú)的限制要求。

5 算例分析

本算例對(duì)嶺澳核電站二期工程3R13、3R90區(qū)安全注入系統(tǒng)管道進(jìn)行應(yīng)力分析，此段管道與主回路相連。由于在地震工況下，反應(yīng)堆廠房土建結(jié)構(gòu)上的地震激勵(lì)會(huì)通過主回路和管道支架傳遞到管道上，因此需建立部分主回路動(dòng)力分析模型，與安全注入系統(tǒng)管道模型進(jìn)行耦合分析。此段管線包含1級(jí)和2級(jí)管道，承受的載荷包括內(nèi)壓、自重、熱脹、OBE和SSE地震以及管道破裂產(chǎn)生的位移。管道所用材料為Z2CN1812N和Z2CN1810，設(shè)計(jì)溫度為343°C，設(shè)計(jì)壓力分別為17.13、4.83 MPa，抗震等級(jí)分別為1F和1I，此段管道中設(shè)置了8個(gè)剛性支架、3個(gè)彈簧吊架、5個(gè)阻尼器和 4個(gè)閥門。

根據(jù)管道ISO圖，對(duì)管道模型劃分節(jié)點(diǎn)，所建立的管道模型如圖1所示。

地震分析采用多層反應(yīng)譜法。地震反應(yīng)譜采用嶺澳核電站RS廠房的樓層反應(yīng)譜，標(biāo)高分別為?2.500、4.000、10.320、19.150 m，其中SSE為OBE的2倍。結(jié)構(gòu)的固有頻率見表1。

按照規(guī)范要求，對(duì)各種工況組合進(jìn)行評(píng)定，各種應(yīng)力評(píng)定均滿足RCC-M規(guī)范的要求。應(yīng)力評(píng)定結(jié)果見表2。

圖1 管道模型Fig.1 Piping model.

表1 固有頻率Table 1 Natural frequency.

表2 1級(jí)和2級(jí)管道RCC-M方程的最大計(jì)算應(yīng)力Table 2 Maximum calculated stress of each RCC-M equation for class 1 and class 2 piping.

管道應(yīng)力評(píng)定完成后，輸出支撐載荷、接管載荷、管道位移等接口參數(shù)。

6 結(jié)語

對(duì)二代改進(jìn)型核電站管道系統(tǒng)進(jìn)行應(yīng)力分析與評(píng)定在核電站管道設(shè)計(jì)中是一項(xiàng)非常重要的工作，一方面通過管道應(yīng)力分析和支架調(diào)整可使管道應(yīng)力滿足RCC-M規(guī)范的要求；另一方面又可以提供接口參數(shù)，為其他專業(yè)相關(guān)結(jié)構(gòu)的詳細(xì)設(shè)計(jì)提供依據(jù)。

目前，國內(nèi)引進(jìn)的AP1000電站的管道應(yīng)力分析與評(píng)定主要依據(jù)ASME規(guī)范進(jìn)行，ASME規(guī)范與RCC-M規(guī)范相比，二者之間既有聯(lián)系又有區(qū)別，后續(xù)工作中需要加強(qiáng)對(duì)管道應(yīng)力分析基本理論方面的研究，并比較各種版本規(guī)范的特點(diǎn)和適用性，為具體工程提供有意義的建議和參考，以達(dá)到為工程實(shí)踐服務(wù)的目的。

1 RCC-M Design and Construction Rules for Mechanical Components of PWR Nuclear Islands 2002 edition & addendum 2002[S]. 2002

2 劉樹斌. CAPS+2.3使用手冊(cè)[Z]. 2007 LIU Shubin. CAPS+2.3 User Manual[Z]. 2007

3 Framatome. SYSPIPE 234D User Manual[Z]. 2005

Stress analysis and evaluation of improved second-generation nuclear power plant piping systems

NING Qingkun TIAN Jinmei
(China Nuclear Power Engineering CO., Ltd, Beijing 100840, China)

Background: Piping is an important part in nuclear power plants. Purpose: In order to make piping meet the specification requirements, it is necessary to analyze and evaluate piping stress. Methods: This paper deals with the stress analysis and evaluation of the class 1 and class 2 piping of improved second-generation nuclear power plants, and discusses the calculation methods of piping stress due to various loads. Also, the effects of changing the RCC-M code edition on the calculation of piping stress are summarized. Results: Taking the LingAo Nuclear Power Plant Phase II engineering safety injection system as an example, the piping stress analysis and evaluation are performed, and the results meet the RCC-M code requirements. Besides, the interface parameters including the support loads, nozzle loads, displacements of the piping and so on are obtained. Conclusions: This paper will provide technical support for stress analysis and evaluation of improved second-generation nuclear power plant piping systems.

Piping, Stress analysis and evaluation, SYSPIPE

TL353

10.11889/j.0253-3219.2013.hjs.36.040612

國家科技重大專項(xiàng)核級(jí)管道設(shè)計(jì)技術(shù)課題(2011ZX06004-004)資助

寧慶坤，男，1982年出生，2007年于哈爾濱工程大學(xué)獲固體力學(xué)碩士學(xué)位，工程師，研究領(lǐng)域?yàn)榉磻?yīng)堆結(jié)構(gòu)力學(xué)

2012-10-31，

2013-02-25

CLC TL353