楊 林

（國家核電技術(shù)有限公司北京研發(fā)中心，北京100190）

基于威斯康辛冷凝試驗本體的結(jié)構(gòu)改進及分析

楊 林

（國家核電技術(shù)有限公司北京研發(fā)中心，北京100190）

先進壓水堆（APWR）是第三代核電技術(shù)的代表堆型之一，它采用了非能動安全系統(tǒng)，提高了安全性能。非能動安全殼冷卻系統(tǒng)（PCCS）主要利用蒸汽的冷凝來帶走安全殼內(nèi)的熱量。本文主要介紹了威斯康辛大學(xué)進行的冷凝試驗的試驗本體結(jié)構(gòu)，應(yīng)用ANSYS軟件對其結(jié)構(gòu)進行了應(yīng)力分析，并在現(xiàn)有結(jié)構(gòu)的基礎(chǔ)上對外部加強筋布置進行了一定的改進和優(yōu)化。通過計算和比較可以看出，經(jīng)過改進后的加強筋布置，不僅滿足原有的試驗要求，結(jié)構(gòu)布置合理，更提高了試驗本體的承壓能力，使其能夠滿足更高試驗壓力的需要。

APWR；PCCS；壓力容器；應(yīng)力；加強筋

1 非能動安全殼冷卻系統(tǒng)簡介

先進壓水堆（APWR）是第三代核電技術(shù)的代表堆型之一，采用了非能動安全系統(tǒng)使反應(yīng)堆具有了一些固有安全的特征，即利用重力和流體的自然對流、擴散、蒸發(fā)、冷凝等在事故應(yīng)急時冷卻反應(yīng)堆安全殼以帶走堆芯余熱。這既簡化了系統(tǒng)設(shè)計，又減少了設(shè)備和部件，從而大大提高了反應(yīng)堆的安全性。

非能動安全殼冷卻系統(tǒng)（PCCS）屬于非能動安全系統(tǒng)。在事故工況下，非能動安全殼冷卻系統(tǒng)能夠直接從鋼制安全殼容器向環(huán)境傳遞熱量，有效防止安全殼在設(shè)計基準(zhǔn)事故時超過設(shè)計壓力和溫度，它的示意圖如圖1所示［1］。

圖1 非能動安全殼冷卻系統(tǒng)示意圖Fig．1 Illustration of PCCS

在設(shè)計基準(zhǔn)事故中，安全殼內(nèi)部出現(xiàn)大量蒸汽，導(dǎo)致殼內(nèi)壓力和溫度上升。此時一方面，安全殼頂部的儲水箱中的冷卻水流下并在安全殼外部形成均勻水膜，殼內(nèi)熱量傳遞給水膜，水膜蒸發(fā)再將熱量傳給外部環(huán)境；同時殼內(nèi)蒸汽在鋼制安全殼內(nèi)壁冷凝，減小了蒸汽體積從而降低安全殼內(nèi)壓。另一方面，外部冷空氣通過空氣導(dǎo)流板下降段進入環(huán)腔，熱空氣沿安全殼殼體內(nèi)環(huán)隙上升，并通過頂部空氣擴散器排放。空氣的自然循環(huán)過程也在一定程度上帶走了安全殼內(nèi)部的熱量。

2 威斯康辛冷凝試驗本體結(jié)構(gòu)

2.1 試驗本體結(jié)構(gòu)簡介

在非能動安全殼冷卻系統(tǒng)中，蒸汽凝結(jié)是熱質(zhì)傳遞的重要現(xiàn)象之一。在蒸汽凝結(jié)過程中，蒸汽溫度、壓力、流速，外部冷卻水的溫度等都對其有重要影響。為了研究蒸汽在平板上的凝結(jié)機理，威斯康辛大學(xué)進行了冷凝試驗。試驗本體示意圖如圖2所示，冷凝板的設(shè)計如圖3所示［2，3］。

圖2 試驗本體示意圖Fig．2 Schematic of Pressurized Vessel

圖3 試驗本體冷凝板示意圖Fig．3 Pressurized Vessel Condensing Plate

試驗本體模擬了安全殼的穹頂與部分側(cè)壁圍成的冷凝空間，設(shè)計壓力為0．4 MPa（絕對壓力）。試驗本體長1．8 m、高2．946 m、寬0．33 m，主要包括框架、側(cè)板、冷凝板和冷卻板等。除冷凝板與側(cè)板為螺栓連接，框架和側(cè)板為整體焊接結(jié)構(gòu)?？蚣芎蛡?cè)板均采用1．27 cm的不銹鋼鋼板。為提高本體的耐壓能力，側(cè)板外部焊接了7根工字鋼［2-4］。

為模擬安全殼的穹頂部分，試驗本體的冷凝板由7塊厚3．81 cm、寬15．24 cm的鋁板焊接組成1∶2的橢圓形狀。冷凝板背面由14塊冷卻板覆蓋，并采用螺栓固定在冷凝板上。冷凝板與側(cè)板之間墊有隔熱墊片，并通過螺栓連接。

試驗時，試驗本體內(nèi)所通蒸汽模擬安全殼的內(nèi)部環(huán)境，冷卻板與冷凝板構(gòu)成的結(jié)構(gòu)通道中冷卻水模擬安全殼外部冷卻水。為測量試驗本體內(nèi)的溫度和壓力等參數(shù)，本體側(cè)板上布置了若干測點。此外，外部加強筋的布置錯開了測點的布置。

2.2 應(yīng)力計算

由威斯康辛大學(xué)冷凝試驗本體可見，其設(shè)計類似于法蘭結(jié)構(gòu)，側(cè)板為法蘭面即主要的承壓面。針對試驗本體的結(jié)構(gòu)，建立模型，利用有限元分析程序ANSYS對側(cè)板的承壓能力進行分析計算。考慮試驗本體的對稱性，沿中心對稱面，建立一半模型，模型網(wǎng)格劃分圖見圖4、圖5。計算基礎(chǔ)參數(shù)見表1。

表1 計算參數(shù)表Table 1 Parameter in calculation

圖4 試驗本體模型網(wǎng)格劃分Fig．4 Meshing Result of the Pressurized Vessel

圖5 試驗本體螺栓孔附近網(wǎng)格Fig．5 Meshing Result around the Bolt Holes

圖6 試驗本體位移分布Fig．6 Displacement Distribution of the Pressurized Vessel

圖7 試驗本體應(yīng)力分布Fig．7 Stress Distribution of the Pressurized Vessel

由圖6、圖7的計算結(jié)果可見，最大位移位于側(cè)板中心偏上部，位移為0．257 mm，相對于試驗本體的尺寸而言，此變形量可以忽略；最大應(yīng)力為207 MPa，出現(xiàn)在螺栓孔附近，按照壓力容器設(shè)計標(biāo)準(zhǔn)，取1．5［5，6］的安全系數(shù)并考慮材料許用應(yīng)力為344．8 MPa，則壓力容器的最大許用應(yīng)力為230 MPa，因此本體設(shè)計能夠滿足壓力容器的設(shè)計要求。

3 加強筋布置方案改進

3.1 增加縱向加強筋

由上文計算結(jié)果可知，現(xiàn)試驗本體僅能承受0．3 MPa的內(nèi)壓。一旦試驗參數(shù)擴展比如蒸汽壓力提高至0．4 MPa，則現(xiàn)本體無法滿足試驗要求。為此對本體進行改進以提高其承壓能力。改進方案一是在側(cè)板外部增加一條縱向加強筋，當(dāng)然該加強筋必須避開側(cè)板上的測點。方案一改進本體的計算模型及網(wǎng)格劃分見圖8。

陳頤磊轉(zhuǎn)身對隨行的副官指點著大成殿東西兩側(cè)說：即刻起，除大成殿外，孔廟征為軍用，除部分殿房辟為野戰(zhàn)醫(yī)院外，全城搜集棺木，集中以備殮我陣亡將士。

圖8 改進方案一試驗本體模型及網(wǎng)格劃分Fig．8 Model and Meshing Result of the Pressurized Vessel

仍然選擇表1中的計算參數(shù)，改進本體的力學(xué)計算結(jié)果如圖9所示。

圖9 試驗本體應(yīng)力分布Fig．9 Stress Distribution of the Pressurized Vessel

由計算結(jié)果可見，改進本體的最大應(yīng)力仍然出現(xiàn)在螺栓孔附近，但是最大應(yīng)力值則降為167 MPa。

由前文分析可知，改進試驗本體的主要承壓面是側(cè)板，增加縱向加強筋后，提高了側(cè)板的剛度。同時，縱向加強筋和7條橫向加強筋組成交叉網(wǎng)格，有效地將側(cè)板劃分為若干個小的承壓面，提高了側(cè)板的承壓強度。

3.2 增加頂部橫向加強筋

從上文計算結(jié)果可知，增加側(cè)板加強筋可以提高試驗本體的承壓能力，考慮試驗本體側(cè)板上的測點布置，在頂部再增設(shè)一條加強筋，即橫向加強筋變?yōu)?條，這是改進方案二。其對應(yīng)的計算模型及網(wǎng)格劃分如圖10所示。

圖10 改進方案二試驗本體模型及網(wǎng)格劃分Fig．10 Model and Meshing Result of the Pressurized Vessel

仍然選擇表1中的計算參數(shù)，改進方案二試驗本體的承壓計算結(jié)果如圖11所示。

圖11 試驗本體應(yīng)力分布Fig．11 Stress Distribution of the Pressurized Vessel

由計算結(jié)果可見，改進方案二的試驗本體的最大應(yīng)力值降為156 MPa。雖然進一步提高了試驗本體的承壓能力，但是效果并不顯著。綜合考慮加工成本和試驗需求，增加頂部橫向加強筋的意義不大。

3.3 減少底部橫向加強筋

圖12 試驗本體模型及網(wǎng)格劃分Fig．12 Model and Meshing Result of the Pressurized Vessel

仍然選擇表1中的計算參數(shù)，改進方案三的承壓計算結(jié)果如圖13所示。

由計算結(jié)果可見，改進方案三試驗本體的最大應(yīng)力為214 MPa，略高于未改進試驗本體的最大應(yīng)力207 MPa?？紤]計算隨機誤差等因素的影響，可以認為這兩個計算結(jié)果基本一致。由前面的計算分析可知，側(cè)板的受力主要集中在上部，這是由試驗本體的結(jié)構(gòu)特點所決定的。除冷凝板和側(cè)板的連接采用螺栓連接外，其他部分采用焊接的方式，因此試驗本體底部的承壓能力很強。因此可以考慮取消底部的橫向加強筋，對試驗本體的承壓能力影響不大。

3.4 最優(yōu)化加強筋布置

通過以上的計算分析，對原有試驗本體外部加強筋進行優(yōu)化改進，即取消底部橫向加強筋，增加1條縱向加強筋，這就是改進方案四，其對應(yīng)的計算模型及網(wǎng)格劃分如圖14所示。

圖14 試驗本體模型及網(wǎng)格劃分Fig．14 Model and Meshing Result of the Pressurized Vessel

仍然選擇表1中的計算參數(shù)，相應(yīng)壓力采用0．3 MPa和0．4 MPa兩個值，試驗本體的承壓計算結(jié)果如圖15、圖16所示。

圖15 試驗本體應(yīng)力分布Fig．15 Stress Distribution of the Pressurized Vessel

圖16 試驗本體應(yīng)力分布Fig．16 Stress Distribution of the Pressurized Vessel

由計算結(jié)果可見，改進方案四試驗本體在內(nèi)壓0．3 MPa時，最大應(yīng)力值為171 MPa，遠低于原有設(shè)計中的最大應(yīng)力207 MPa。當(dāng)提高內(nèi)壓至0．4 MPa時，改進方案四的最大應(yīng)力值為212 MPa，考慮壓力容器設(shè)計的安全系數(shù)1．5，此應(yīng)力值仍低于該壓力容器的最小需用應(yīng)力230 MPa，因此符合壓力容器設(shè)計要求。

4 結(jié)論

非能動安全殼冷卻系統(tǒng)是先進壓水堆的重要安全系統(tǒng)之一，主要利用了蒸汽的凝結(jié)換熱機理。因此對蒸汽凝結(jié)現(xiàn)象的研究具有重要意義。

本文通過對威斯康辛冷凝試驗本體的承壓受力分析，改變外部加強筋的布置方案，最終確定了最優(yōu)化的加強筋布置方案（改進方案四），將原有的7條橫向加強筋改為6條橫向加強筋和1條縱向加強筋布置。在滿足原有試驗要求的前提下，提高了試驗本體的承壓能力。采用優(yōu)化后的加強筋布置方案，試驗本體可以承壓0．4 MPa的內(nèi)壓，拓展了試驗的參數(shù)范圍。

［1］ 林誠閣，郁祖盛，等．非能動安全先進壓水堆核電技術(shù)［J］．原子能科學(xué)技術(shù)出版社，2010．

［2］ Mark H．Anderson，Steam Condensation on Cold Walls of Advanced PWR Containments［D］．PhD Thesis．University of Wisconsin-Madison．1998．

［3］ Mark H．Anderson，Luis E．Herranz，Michael L．Corradini，Experimental Analysis of Heat Transfer Within the AP600 Containment Under Postulated Accident Conditions［J］．Nuclear Engineering and Design． 185（1998），153-172．

［4］ Luis E．Herranz，Mark H．Anderson，Michael L．Corradini，A Diffusion Layer Model For Steam Condensation Within the AP600 Containment［J］．Nuclear Engineering and Design．183（1998），133-150．

［5］ 成大先．機械設(shè)計手冊［M］．北京：化學(xué)工業(yè)出版社，2007．

［6］ Dennis R． Moss，Pressure Vessel Design Manual（Third Edition）［M］．Elsevier INC CA92101-4495，USA．

Structure improvement and analysis of pressure equipment for UW experimental test on steam condensation on the cold surface

YANG Lin
（State Nuclear Power Technology R＆D Centre，Beijing，100190，China）

The advanced pressurized water reactor（APWR）designed by Westinghouse uses a passive safety system which relies on heat removal by condensation to maintain the containment within the design limits of pressure and temperature．Steam condensation inside surface of the containment is one of the most important phenomena during heat removing process in the passive containment cooling system （PCCS）．There was an experiment done by University of Wisconsin to study the mechanism of steam condensation on cold surface．In this paper，the structure of pressurized vessel of the test was introduced，and the pressure was calculated． Besides，the stiffener layout was improved．So the pressurized vessel can support higher pressure and also meet other thermal measurement requirements．

APWR；PCCS；pressurized vessel；stress；stiffener

2015-10-19

基金名稱：大型先進壓水堆核電站重大專項，CAP1400非能動安全殼冷卻系統(tǒng)性能研究及試驗，2011ZX06002-005

楊 林（1981—），男，寧夏銀川，博士，工程師，核科學(xué)與技術(shù)專業(yè)，現(xiàn)主要從事反應(yīng)堆安全殼研究

TL421；TL351

A

0258-0918（2016）02-0159-06