核安全一級(jí)主管道疲勞校核

王 慶，房永剛，初起寶，徐 宇，李海龍（環(huán)境保護(hù)部核與輻射安全中心，北京 100082）

核安全一級(jí)主管道疲勞校核

王 慶，房永剛，初起寶＊，徐 宇，李海龍
（環(huán)境保護(hù)部核與輻射安全中心，北京 100082）

摘要：本文對(duì)某核電廠主管道疲勞及熱棘輪進(jìn)行了獨(dú)立校核。校核采用基于RCC－M標(biāo)準(zhǔn)的ROCOCO軟件，比較了RCC－M標(biāo)準(zhǔn)與ASME標(biāo)準(zhǔn)在核安全一級(jí)管道疲勞評(píng)價(jià)方面的差異。對(duì)比的主要方面包括疲勞設(shè)計(jì)的計(jì)算范圍界定、一次加二次應(yīng)力強(qiáng)度的計(jì)算方法、彈塑性修正系數(shù)的計(jì)算、動(dòng)態(tài)載荷疊加方法等。通過(guò)對(duì)ROCOCO中與ASME標(biāo)準(zhǔn)不一致的算法進(jìn)行修正，得到主管道冷段壁厚65mm和55mm的疲勞使用系數(shù)和熱棘輪設(shè)計(jì)裕量。結(jié)果表明：某核電廠主管道最小壁厚不能小于55mm，55mm壁厚的熱棘輪設(shè)計(jì)值達(dá)到許用值的95%。

關(guān)鍵詞：核安全一級(jí)管道；疲勞分析；熱棘輪；ASME；RCC－M

某核電廠主管道首次采用鍛造工藝。由于工藝不成熟，制造的主管道冷段皆出現(xiàn)內(nèi)徑、曲率半徑、彎曲角度等不滿足設(shè)計(jì)要求的情況。受此影響，主管道冷段壁厚小于設(shè)計(jì)要求。

標(biāo)準(zhǔn)對(duì)核安全一級(jí)管道的力學(xué)分析有詳細(xì)要求［1－2］，壁厚減小后需對(duì)主管道重新進(jìn)行應(yīng)力分析。本文針對(duì)疲勞和熱棘輪分析，采用不同于原設(shè)計(jì)的方法進(jìn)行獨(dú)立校核。

1　計(jì)算范圍

主管道冷段分為彎管和直管兩部分。直管段上有3個(gè)不同尺寸的儀表接管嘴。根據(jù)管道分析中使用的應(yīng)力指數(shù)不同，將主管道疲勞分析分為直管段、焊縫段和彎管段。其中，直管段可被焊縫段包絡(luò)，即計(jì)算包括焊縫段和彎管段。對(duì)每一段采用包絡(luò)的接管載荷進(jìn)行校核，并對(duì)3個(gè)儀表接管嘴進(jìn)行單獨(dú)校核。

2　計(jì)算軟件

本文計(jì)算采用ROCOCO軟件。該軟件是AREVA公司開(kāi)發(fā)的核一級(jí)管道疲勞分析程序，適用于按照RCC－M［3］B3600簡(jiǎn)化分析方法和RCC－M附錄ZE200混合分析方法進(jìn)行疲勞分析的部件，可進(jìn)行熱分析和疲勞分析計(jì)算。

3　ASME與RCC－M計(jì)算方法比較

原項(xiàng)目的設(shè)計(jì)標(biāo)準(zhǔn)為ASME標(biāo)準(zhǔn)，采用的軟件為WESTEM。本文采用的ROCOCO程序是依據(jù)RCC－M進(jìn)行評(píng)價(jià)的疲勞軟件，因此有必要對(duì)兩種標(biāo)準(zhǔn)中關(guān)于疲勞分析方面的規(guī)定進(jìn)行對(duì)比，找出不同，并對(duì)程序中相應(yīng)的部分進(jìn)行修正。

根據(jù)ASME與RCC－M對(duì)一級(jí)管道疲勞分析的規(guī)定，兩者在計(jì)算流程、峰值應(yīng)力強(qiáng)度Sp、交變應(yīng)力強(qiáng)度Sa、累積損傷評(píng)定等方面完全一致。

在簡(jiǎn)化彈塑性分析中，由熱膨脹和錨固點(diǎn)熱位移引起的力矩Se的評(píng)定和一次加二次薄膜應(yīng)力Sq（不包括Se）的評(píng)定是相同的，即對(duì)一次加二次應(yīng)力強(qiáng)度的分解評(píng)定，兩種標(biāo)準(zhǔn)規(guī)定相同。

對(duì)于ASME與RCC－M一級(jí)管道疲勞分析，兩者在疲勞分析計(jì)算范圍、一次加二次應(yīng)力強(qiáng)度變化幅值Sn、彈塑性修正系數(shù)、應(yīng)力指數(shù)、交變載荷組合方式、熱棘輪驗(yàn)收準(zhǔn)則等方面存在不同［4－6］。

3．1 疲勞設(shè)計(jì)計(jì)算范圍

ASME［7］與RCC－M［8］在疲勞設(shè)計(jì)曲線方面的區(qū)別，除ASME給出了更多材料類(lèi)型的設(shè)計(jì)曲線外，對(duì)核安全一級(jí)設(shè)備疲勞分析影響較大的是，ASME針對(duì)奧氏體鋼和鎳鉻鐵合金還給出了高周疲勞曲線，且高周疲勞曲線對(duì)焊縫和母材進(jìn)行了區(qū)分。

根據(jù)ASME標(biāo)準(zhǔn)對(duì)奧氏體鋼制造的設(shè)備進(jìn)行疲勞分析，結(jié)果中將包括一些循環(huán)數(shù)量較大但交變應(yīng)力幅值較小的運(yùn)行瞬態(tài)波動(dòng)，而RCC－M僅包括交變應(yīng)力幅值超出180MPa的瞬態(tài)。

目前我國(guó)采用RCC－M設(shè)計(jì)的運(yùn)行核電廠，其中設(shè)計(jì)瞬態(tài)超出105量級(jí)的瞬態(tài)僅有功率運(yùn)行和熱停堆期間的波動(dòng)。這些波動(dòng)引起的應(yīng)力較小，即使計(jì)算疲勞使用系數(shù)，對(duì)總的結(jié)果影響也不大。但當(dāng)延長(zhǎng)設(shè)計(jì)壽命時(shí)，應(yīng)評(píng)估高周疲勞對(duì)使用系數(shù)結(jié)果的影響。

3．2 一次加二次應(yīng)力強(qiáng)度變化幅值

對(duì)于一次加二次應(yīng)力強(qiáng)度變化幅值Sn，ASME標(biāo)準(zhǔn)計(jì)算的Sn較RCC－M標(biāo)準(zhǔn)計(jì)算的Sn少一項(xiàng)應(yīng)力組成（即由內(nèi)外壁溫差導(dǎo)致的熱應(yīng)力）。RCC－M方法計(jì)算得到的Sn較ASME方法計(jì)算得到的Sn結(jié)果要大，雖然Sn不會(huì)直接影響疲勞使用系數(shù)，但當(dāng)超出彈性計(jì)算范圍，采用彈塑性計(jì)算方法時(shí)，Sn的增大會(huì)導(dǎo)致彈塑性修正系數(shù)Ke的結(jié)果相應(yīng)增大，進(jìn)而使得疲勞使用系數(shù)增大。

3．3 彈塑性修正系數(shù)

對(duì)于Ke的計(jì)算，ASME規(guī)范中不區(qū)分材料和應(yīng)力性質(zhì)，均采用相同的計(jì)算方法。RCCM中對(duì)于碳鋼材料及不銹鋼材料的機(jī)械應(yīng)力采用與ASME中完全相同的公式，即：

其中：Sm為許用應(yīng)力強(qiáng)度；n，m根據(jù)標(biāo)準(zhǔn)查表取值。

但RCC－M B3653．6中，對(duì)于不銹鋼材料的熱應(yīng)力部分采用如下修正方法：

采用上述公式計(jì)算對(duì)熱應(yīng)力的彈塑性修正，得到的結(jié)果與實(shí)驗(yàn)結(jié)果更加接近，此修正方法不如ASME方法保守。同時(shí)RCC－M也規(guī)定，不對(duì)機(jī)械應(yīng)力和熱應(yīng)力進(jìn)行區(qū)分，均采用保守的Ke進(jìn)行計(jì)算也是可接受的。這樣Ke的取值便與AMSE的相同。本文計(jì)算采用ASME標(biāo)準(zhǔn)的方法，即不對(duì)應(yīng)力進(jìn)行區(qū)分，均采用式（1）進(jìn)行計(jì)算。

3．4 應(yīng)力指數(shù)

ASME與RCC－M的應(yīng)力指數(shù)取值大體相當(dāng)，但也有不同，包括應(yīng)力指數(shù)表中的個(gè)別數(shù)值，以及對(duì)應(yīng)力指數(shù)表中進(jìn)行修正的方法存在若干差異。

ROCOCO中允許可僅輸入幾何結(jié)構(gòu)數(shù)據(jù)，由程序根據(jù)RCC－M計(jì)算應(yīng)力指數(shù)，也可直接輸入應(yīng)力指數(shù)。本文計(jì)算采用原設(shè)計(jì)的應(yīng)力指數(shù)。

3．5 載荷組合

關(guān)于地震載荷與瞬態(tài)載荷的組合方式，ASME NB3653．1的要求為，若某一載荷組包括了交變動(dòng)態(tài)載荷，則應(yīng)取如下兩種情況的較大值：1）考慮交變動(dòng)態(tài)載荷范圍一半的所有載荷組合產(chǎn)生的合成力矩范圍；2）僅由交變動(dòng)態(tài)載荷的全范圍產(chǎn)生的合成力矩Mi范圍。地震載荷組合是作為1個(gè)一般瞬態(tài)與其他瞬態(tài)疊加，還是2個(gè)瞬態(tài)組合后得到的載荷再與地震載荷疊加，ASME中未明確規(guī)定。

RCC－M規(guī)定：地震載荷采用保守的載荷組合方式，認(rèn)為地震在1個(gè)瞬態(tài)中發(fā)生1次；對(duì)于2個(gè)瞬態(tài)組合的情況，認(rèn)為在2個(gè)瞬態(tài)的峰值各發(fā)生1次地震。與瞬態(tài)載荷疊加的方式為：

Mi＝［（｜Mx1－Mx2｜＋ΔMxOBE）2＋…＋

（｜Mz1－Mz2｜＋ΔMzOBE）2］1／2（3）

RCC－M地震與瞬態(tài)載荷疊加方式如圖1所示。

原設(shè)計(jì)中，地震瞬態(tài)是作為與其他工況相同的瞬態(tài)進(jìn)行組合的，而不是在瞬態(tài)組合后再疊加地震載荷。疊加方式示于圖2。

圖1　 RCC－M地震與瞬態(tài)載荷疊加方式示意圖Fig．1 Combination of earthquake andservice load in RCC－M

圖2　 AP1000地震與瞬態(tài)載荷疊加方式示意圖Fig．2 Combination of earthquake andservice load of AP1000

本文對(duì)ROCOCO的地震結(jié)果進(jìn)行了處理，采取的疊加方式與RCC－M的疊加方式相同。

3．6 地震子循環(huán)應(yīng)力的彈塑性修正系數(shù)

每次地震都有多個(gè)載荷循環(huán)，本文稱(chēng)每次地震中的應(yīng)力循環(huán)為“地震子循環(huán)”。由于地震載荷疊加方式不同，導(dǎo)致了地震子循環(huán)的計(jì)算方法不同。ASME標(biāo)準(zhǔn)未對(duì)地震子循環(huán)計(jì)算方法進(jìn)行規(guī)定，主管道原設(shè)計(jì)采用圖2所示的載荷疊加方式，由于地震產(chǎn)生的應(yīng)力不與其他載荷疊加，計(jì)算得到的峰值應(yīng)力較小，得到的累計(jì)疲勞使用系數(shù)小于1×10－4，因此認(rèn)為地震對(duì)累計(jì)疲勞使用系數(shù)的貢獻(xiàn)不顯著，主管道冷段的疲勞計(jì)算中忽略了地震子循環(huán)疲勞使用系數(shù)。

根據(jù)RCC－M B3653．6的規(guī)定，認(rèn)為地震發(fā)生在瞬態(tài)載荷最大時(shí)，地震子循環(huán)的應(yīng)力需用瞬態(tài)疊加地震后得到的彈塑性修正系數(shù)Ke進(jìn)行修正。根據(jù)ROCOCO的計(jì)算，對(duì)于標(biāo)準(zhǔn)設(shè)計(jì)各部件地震子循環(huán)產(chǎn)生的疲勞使用系數(shù)及其對(duì)總疲勞使用系數(shù)的貢獻(xiàn)列于表1。從表1可看出，考慮彈塑性修正系數(shù)的地震子循環(huán)對(duì)總疲勞使用系數(shù)貢獻(xiàn)明顯。

表1　 考慮Ke的地震子循環(huán)占總疲勞使用系數(shù)的比例Table 1 Ratio of earthquake subcycle modified by Keof cumulative damage

4　熱棘輪校核驗(yàn)收準(zhǔn)則

RCC－M標(biāo)準(zhǔn)對(duì)熱棘輪的要求為：

y′根據(jù)下式計(jì)算確定：

其中：γ為泊松比；E為彈性模量；α為熱膨脹系數(shù)；Sy為材料屈服極限；ΔT1（i，j）為i，j瞬態(tài)之內(nèi)管道內(nèi)外壁之間溫差的變化幅度。

不對(duì)鐵素體材料和奧氏體材料進(jìn)行區(qū)分。為便于與ASME的取值進(jìn)行比較，將RCC－M公式變化為如下形式：

ASME對(duì)熱棘輪的要求為，對(duì)于所有載荷組對(duì)，ΔT1的范圍值不能超過(guò)如下計(jì)算值：

式中：對(duì)于鐵素體材料，C4＝1．1；對(duì)于奧氏體材料，C4＝1．3。

可看出，采用RCC－M標(biāo)準(zhǔn)得到的ΔT1許用值小于ASME標(biāo)準(zhǔn)的許用值，RCC－M標(biāo)準(zhǔn)的要求更加保守。

本文計(jì)算采用ROCOCO的熱分析結(jié)果數(shù)據(jù)進(jìn)行整理計(jì)算，并根據(jù)ASME的驗(yàn)收準(zhǔn)則進(jìn)行評(píng)價(jià)。

5 驗(yàn)收準(zhǔn)則

ASME與RCC－M驗(yàn)收準(zhǔn)則一致，首先驗(yàn)證瞬態(tài)組合工況應(yīng)力是否在彈性范圍內(nèi)，如果在彈性范圍內(nèi)，則直接計(jì)算峰值應(yīng)力，并計(jì)算累計(jì)疲勞使用系數(shù)。如果應(yīng)力超出彈性范圍，則進(jìn)行簡(jiǎn)化彈塑性分析，并分別對(duì)熱膨脹和錨固點(diǎn)熱位移引起的力矩Se及一次加二次薄膜應(yīng)力Sq（不包括Se）分別進(jìn)行應(yīng)力評(píng)價(jià)，并計(jì)算彈塑性修正系數(shù)Ke，對(duì)峰值應(yīng)力進(jìn)行修正。根據(jù)修正后的峰值應(yīng)力計(jì)算累計(jì)疲勞使用系數(shù)。

6　疲勞評(píng)價(jià)結(jié)果

6．1 標(biāo)準(zhǔn)設(shè)計(jì)壁厚（65 mm）疲勞評(píng)價(jià)結(jié)果

65mm壁厚管道的校核結(jié)果列于表2。其中，焊縫的計(jì)算結(jié)果與原設(shè)計(jì)一致，彎管的計(jì)算結(jié)果差距較大，接管嘴的計(jì)算結(jié)果基本相當(dāng)。

表2　 65mm壁厚管道評(píng)價(jià)結(jié)果Table 2 Evaluation result of pipeof 65mm wall thickness

ROCOCO計(jì)算的焊縫疲勞使用系數(shù)在彈性范圍內(nèi)，經(jīng)過(guò)彈塑性修正系數(shù)和應(yīng)力指數(shù)的調(diào)整，計(jì)算方法與ASME標(biāo)準(zhǔn)一致。彎管ROCOCO的計(jì)算采用了彈塑性計(jì)算，而原設(shè)計(jì)的計(jì)算結(jié)果表明為彈性計(jì)算，差別是由于Sn的計(jì)算方法不同造成的。經(jīng)對(duì)ROCOCO的詳細(xì)計(jì)算過(guò)程進(jìn)行分析，分解出Sn中內(nèi)外壁溫差產(chǎn)生的熱應(yīng)力項(xiàng)，重新進(jìn)行計(jì)算，也可得到與原設(shè)計(jì)相當(dāng)?shù)慕Y(jié)果。

對(duì)于接管嘴部分，兩種軟件計(jì)算都采用了彈塑性計(jì)算。由于兩個(gè)標(biāo)準(zhǔn)中Sn及Ke的不同造成的差異變小，遠(yuǎn)不如對(duì)彎管狀態(tài)的影響大。

接管嘴為主管道上結(jié)構(gòu)不連續(xù)的部分，由于接管嘴與主管道壁厚差距較大，會(huì)導(dǎo)致較高的溫度應(yīng)力，管道內(nèi)流體與管道之間的換熱系數(shù)在一定范圍內(nèi)對(duì)計(jì)算結(jié)果影響較大。換熱系數(shù)與管道內(nèi)流體溫度、流速、管道直徑等均有關(guān)系。原設(shè)計(jì)報(bào)告［9］中計(jì)算接管嘴溫度場(chǎng)時(shí)，對(duì)接管嘴內(nèi)流速輸入數(shù)據(jù)為0，這可能會(huì)導(dǎo)致偏向不保守的結(jié)果。本文計(jì)算時(shí)，接管嘴內(nèi)流速取值與主管道一致，這樣會(huì)導(dǎo)致過(guò)于保守的結(jié)果。

6．2 換熱系數(shù)的影響

為研究換熱系數(shù)對(duì)結(jié)構(gòu)不連續(xù)部位溫差的影響，從瞬態(tài)計(jì)算中選取了會(huì)導(dǎo)致溫差最大的工況采用有限元進(jìn)行熱分析［10］。

分析采用ANSYS程序，管道材料的熱傳導(dǎo)系數(shù)、比熱和密度取自ASME標(biāo)準(zhǔn)，有限元模型在壁厚方向分為30個(gè)單元。

主管道壁厚取為65mm，計(jì)算換熱系數(shù)為60 000W／（m2·K）時(shí)的平均溫度，支管取3英寸接管嘴，壁厚為22．23mm，計(jì)算相同瞬態(tài)、不同換熱系數(shù)情況下的平均溫度。表3列出不同換熱系數(shù)下接管嘴與主管平均溫度的差值。

從表3可見(jiàn)，換熱系數(shù)大于375W／（m2·K）時(shí)，換熱系數(shù)變化對(duì)部件間溫度差影響較小，換熱系數(shù)在375～37．5W／（m2·K）之間時(shí)，換熱系數(shù)對(duì)溫度場(chǎng)的計(jì)算有顯著影響。6．3 55 mm壁厚疲勞評(píng)價(jià)結(jié)果

從6．1節(jié)的結(jié)果可看出，ROCOCO的計(jì)算結(jié)果偏保守，因此可用來(lái)進(jìn)行55mm壁厚的疲勞應(yīng)力評(píng)價(jià)。評(píng)價(jià)結(jié)果列于表4。

6．4 熱棘輪評(píng)價(jià)

對(duì)于進(jìn)行簡(jiǎn)化彈塑性分析的結(jié)構(gòu)，標(biāo)準(zhǔn)要求對(duì)熱棘輪進(jìn)行評(píng)價(jià)。原設(shè)計(jì)焊縫和彎管的Sn未超過(guò)3Sm，在彈性范圍內(nèi)，未進(jìn)行熱棘輪評(píng)價(jià)，僅對(duì)接管嘴進(jìn)行了評(píng)價(jià)。根據(jù)ROCOCO的熱分析結(jié)果計(jì)算的接管嘴熱棘輪結(jié)果列于表5。從表5可看出，55mm壁厚的3英寸接管嘴的熱棘輪ΔT1達(dá)到了許用值的95%。

表3　 換熱系數(shù)對(duì)溫度場(chǎng)的影響Table 3 Influence of heat transfer coefficienton temperature field

表4　 55mm壁厚管道評(píng)價(jià)結(jié)果Table 4 Evaluation result of pipeof 55mm wall thickness

表5　 接管嘴熱棘輪評(píng)價(jià)結(jié)果Table 5 Thermal ratcheting evaluation results of nozzle

7　結(jié)論

1）對(duì)某核電廠主管道冷段進(jìn)行疲勞校核，55mm壁厚使用系數(shù)為62．6%。

2）對(duì)某核電廠主管道冷段進(jìn)行熱棘輪校核，接管嘴（55mm壁厚）裕度均較小，設(shè)計(jì)值達(dá)到了許用值的95%。

3）某核電廠主管道疲勞累積使用系數(shù)計(jì)算時(shí)，在地震載荷疊加方式上和子循環(huán)的彈塑性修正系數(shù)方面可能存在不保守的情況。

4）某核電廠接管嘴溫度場(chǎng)計(jì)算時(shí)，對(duì)接管嘴內(nèi)流速輸入數(shù)據(jù)取0以及換熱系數(shù)的如何選取應(yīng)深入研究。

綜上所述，對(duì)于某核電廠標(biāo)準(zhǔn)設(shè)計(jì)主管道冷段最小壁厚為55mm能滿足標(biāo)準(zhǔn)規(guī)范的要求，但安全裕度較小，建議核電廠運(yùn)行階段應(yīng)加強(qiáng)相應(yīng)部位的檢查和監(jiān)測(cè)。

參考文獻(xiàn)：

［1］ HAF102 核動(dòng)力廠設(shè)計(jì)安全規(guī)定［S］．北京：國(guó)家核安全局，2004．

［2］ 張征明，王敏稚，何樹(shù)延．HTR－10核安全一級(jí)管道的力學(xué)分析［J］．清華大學(xué)學(xué)報(bào)：自然科學(xué)版，2000，40（12）：14－17．ZHANG Zhengming，WANG Minzhi，HE Shuyan．Mechanical analysis of nuclear Class 1piping in HTR－10［J］．Journal of Tsinghua University：Science and Technology，2000，40（12）：14－17（in Chinese）．

［3］ 章貴和．核一級(jí)承壓設(shè)備疲勞分析方法［J］．核動(dòng)力工程，2009，30（6）：54－59．ZHANG Guihe．Fatigue analysis method of RCC－M Class 1 pressure－retaining component ［J］．Nuclear Power Engineering，2009，30（6）：54－59（in Chinese）．

［4］ 白文婷，戴君武，馮國(guó)忠，等．核電廠核2級(jí)承壓管道抗震設(shè)計(jì)規(guī)范對(duì)比分析［J］．核動(dòng)力工程，2011，32（5）：59－63，68．BAI Wenting，DAI Junwu，F(xiàn)ENG Guozhong，et al．Contrast of aseismic design for NPP pressure pipelines of Class 2［J］．Nuclear Power Engineering，2011，32（5）：59－63，68（in Chinese）．

［5］ 劉銳，李鐵萍，張春明．基于RCC－M與ASME的核2／3級(jí)管道應(yīng)力評(píng)定比較［J］．壓力容器，2013，30（3）：52－56．LIU Rui，LI Tieping，ZHANG Chunming．Comparison between RCC－M and ASME for stress evaluation of nuclear safety Class 2／3pipes［J］．Pressure Vessel Technology，2013，30（3）：52－56（in Chinese）．

［6］ 楊小林，金挺，劉攀．核電廠壓力容器熱棘輪效應(yīng)評(píng)定方法研究［J］．中國(guó)特種設(shè)備安全，2014，30（9）：33－36．YANG Xiaolin，JIN Ting，LIU Pan．Thermal ratchet verification methodology research of pressure vessel in nuclear power plant［J］．China Special Equipment Safety，2014，30（9）：33－36（in Chinese）．

［7］ 美國(guó)機(jī)械工程師學(xué)會(huì)．鍋爐及壓力容器規(guī)范［S］．2004版．上海：上?？茖W(xué)技術(shù)文獻(xiàn)出版社，2007．

［8］ 法國(guó)核島設(shè)備設(shè)計(jì)、建造及在役檢查規(guī)則協(xié)會(huì)．壓水堆核島機(jī)械設(shè)備設(shè)計(jì)和建造規(guī)則（RCC－M）［S］．上海：上?？茖W(xué)技術(shù)文獻(xiàn)出版社，2010．

［9］ AP1000reactor coolant loop piping component fatigue evaluation，APP－RCS－PLC－061［R］．USA：Westinghouse Electric Company LLC，2011．

［10］胡麗娜，余華金，王月英．核一級(jí)三通管熱疲勞研究［J］．核技術(shù)，2013，36（4）：040637．HU Lina，YU Huajin，WANG Yueying．Study on the thermal fatigue of tee in the first loop of nuclear reactor［J］．Nuclear Techniques，2013，36（4）：040637（in Chinese）．

Fatigue Check of Nuclear Safety Class 1 Reactor Coolant Pipe

WANG Qing，F(xiàn)ANG Yong－gang，CHU Qi－bao＊，XU Yu，LI Hai－long
（Nuclear and Radiation Safety Center，Ministry of Environmental Protection，Beijing100082，China）

Abstract：Fatigue and thermal ratcheting analyses of nuclear safety Class 1reactor coolant pipe in a nuclear power plant were independently carried out in this paper．The software used for calculation is ROCOCO，which is based on RCC－M code．The difference of nuclear safety Class 1pipe fatigue evaluation between RCC－M code and ASME code was compared．The main aspects of comparison include the calculation scoping of fatigue design，the calculation method of primary plus secondary stress intensity，the elastic－plastic correction coefficient calculation，and the dynamic load combination method etc．By correcting inconsistent algorithm of ASME code within ROCOCO，the fatigue usage factor and thermal ratcheting design margin of 65mm and 55mm wall thickness of the pipe were obtained．The results show that the minimum wall thickness of the pipe must exceed 55 mm and the design value of the thermal ratcheting of 55mm wall thickness reaches 95%of the allowable value．

Key words：nuclear safety Class 1pipe；fatigue analysis；thermal ratcheting；ASME；RCC－M

通信作者：＊初起寶，E－mail：chuqibao＠chinansc．cn

作者簡(jiǎn)介：王 慶（1981—），女，山東曹縣人，高級(jí)工程師，碩士，從事核電廠設(shè)備安全審評(píng)研究

收稿日期：2014－03－27；修回日期：2014－08－01

doi：10．7538／yzk．2015．49．08．1428

文章編號(hào)：1000－6931（2015）08－1428－06

文獻(xiàn)標(biāo)志碼：A

中圖分類(lèi)號(hào)：TL353