劉賀同，高齊樂，黨俊杰

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ACP1000堆型RVD系統(tǒng)中不同核安全級別管道的應力分析與評定

劉賀同，高齊樂，黨俊杰

（中國核電工程有限公司，北京 100840）

保證RVD系統(tǒng)管道的應力評定能夠滿足RCCM規(guī)范要求，保證RVD系統(tǒng)能夠正常運行。首先探究彎頭的柔性系數對不同核安全級別管道在應力計算上的影響；其次，借助管道分析軟件PIPESTRESS對RVD管道系統(tǒng)最初版本的布置設計進行分析與評定，并分析應力過大的原因?？紤]到柔性系數的影響，對不同核安全級別管道布置采取不同的調整方法，降低管道在各個工況下的應力。經過修改后的RVD系統(tǒng)管道應力滿足RCCM規(guī)范要求。通過對RVD系統(tǒng)管道的應力的分析與評定，掌握了此類問題的解決方法，總結了設計中應注意的問題，為核電站中的管道設計提供參考。

ACP1000堆型；柔性系數；RVD系統(tǒng)；應力分析與評定

核電站中存在大量的管道系統(tǒng)，管道在內壓、自重、溫度、地震等內外載荷作用下的應力狀態(tài)復雜。對管道進行應力分析與計算，是研究管道在各種載荷作用下產生的力、力矩和應力，從而作出對于管道安全性的評價，保證管道自身和其所連接設備、支架的安全。本文的研究目的是對ACP1000堆型核電站中核島疏水排氣系統(tǒng)（RVD）管道進行應力評定，使整個管道系統(tǒng)的應力評定能夠滿足RCC-M規(guī)范要求。

文中評定的RVD管道涉及核一級與核二級管道，核一級管道沒有錨固點作為邊界，而是通過閥門與核二級管道相連接，造成整個管道系統(tǒng)的工況復雜。RCC-M規(guī)范[1]對于核一級與核二級管道的評定并不相同，準則中所考慮的載荷工況和評定方程區(qū)別很大。除此之外，由于不同核安全級別管道柔性系數的計算方法不同，核一級與核二級管道的計算方法也有所不同，這使得管道應力超出規(guī)范要求時，對于兩個級別管道的修改方式也有可能不同。

文中首先采用有限元分析軟件PIPESTRESS探究彎頭的柔性系數對不同安全級別管道在應力計算上的影響，并對RVD管道進行計算與評定。得到初步結果后，依據柔性系數的影響結果，分別對核一級與核二級管道的設計進行修改，使整個管道系統(tǒng)滿足規(guī)范要求。

1 柔性系數的影響

1.1 彎頭柔性系數的影響分析

對接焊彎頭在由直管段推壓制造的過程中，彎頭的柔性會增為直管的倍[2-3]（為彎頭的柔性系數）。RCC-M規(guī)范中，對于彎頭柔性系數有明確的規(guī)定，對于核二級管道，根據C3680中的規(guī)定，是一個只與彎曲半徑和管道尺寸有關的參數。

式中：/r。為彎曲半徑；為橫截面的平均半徑；為彎頭的名義壁厚。

對于核一級管道，根據RCC-M規(guī)范B3684.1中的規(guī)定，在滿足一定條件的前提下：

式中：為管道內壓；X=6(/)4/3(/)1/3；為管道彈性模量。

從以上規(guī)范規(guī)定可以看出，一級管道彎頭的柔性系數除了與彎曲半徑和管道尺寸有關外，還與管道的材料性質及內壓有關。例如，采用PIPESTRESS建立一個外徑273 mm，壁厚4.19 mm的90°短半徑彎頭模型（如圖1所示），彎頭所用的材料為022Cr19Ni10，力學性能等同于RCCM規(guī)范中的Z2CN1810，PIPESTRESS軟件可以調用RCCM規(guī)范中該型材料在各溫度下的材料屬性（如彈性模量、熱脹系數等）。將彎頭一端固定，壓力為6 MPa，分別按照核一級和核二級管道進行計算，得到核一級和核二級管道的柔性系數分別為9.46、18.67。

圖1 彎頭模型

由此可見，當彎頭作為核一級管道考慮時，柔性系數變小，這種影響是不容忽略的。為了進一步說明內壓對柔性系數的影響，文中對該彎頭柔性系數隨內壓的變化進行計算，結果如圖2所示。可以看出，在核二級管道的計算模式下，柔性系數沒有變化，而核一級管道計算模式下彎頭柔性系數隨著設計壓力的增加而降低。在設計壓力比較低的情況下，核一級與核二級管道的柔性系數相近，但是隨著設計壓力的升高，不同核安全級別管道彎頭柔性系數的差距就隨之變大了。

圖2 彎頭柔性系數隨設計壓力的變化曲線

1.2 柔性系數對管道應力的影響

在工程中，對于熱膨脹應力過高的直管，可以通過設置彎頭彎管的方法增加管道的柔性，降低熱脹應力[4-5]，這也在核二級管道的計算評定中得到了應驗[6-7]。采用PIPESTRESS軟件建立一個外徑273 mm、壁厚4.19 mm的T字管道模型以及一個增設了π型彎的模型（如圖3所示），管道材料性質與1.1節(jié)中的彎頭相同。對100 ℃下的模型在不同內壓下的熱膨脹應力按照核一級管道的計算模式進行計算，計算結果見表1?？梢钥闯觯瑢τ谠O計壓力比較低的核一級管道，通過增設π型彎的方式可以有效降低熱膨脹應力，但是對于設計壓力比較高的，效果不是很理想。

圖3 T字管道模型

表1 設計壓力為時管道的熱膨脹應力

2 RVD系統(tǒng)管道的應力評定

2.1 評定準則

為保證RVD系統(tǒng)能夠正常運行，其管道應力需要滿足RCCM規(guī)范要求。文中所計算的管道分為RCC-M核一級與核二級管道。表2與表3給出了各載荷工況下需要滿足的RCCM準則中各方程所對應的許用應力極限。在核一級管道的評定中，0級與A級準則中的地震載荷為OBE地震載荷，D級準則中地震載荷為SSE地震載荷。在核二級管道的評定中，B級準則中的地震載荷為OBE地震載荷，D級準則中地震載荷為SSE地震載荷。表2中的m代表材料在設計溫度下的基本許用應力強度，表3中的h代表熱態(tài)下的許用應力極限，a代表針對熱膨脹的許用應力極限。

表2 RCC-M一級管道許用應力極限

注：在事故工況下，PIPESTRESS程序同時計算9、9’、9”三個方程，應力比取三個方程中的最大值。當方程10未滿足要求時，方程12，13要同時滿足

表3 RCC-M二級管道許用應力極限

注：當熱膨脹應力超過1.0a時，即沒有滿足方程7的要求，可用方程8繼續(xù)校核熱膨脹應力與自重應力之和是否小于1.0(h+a)，如滿足方程(8)，則此工況熱脹應力滿足規(guī)范要求。在事故工況下，若/2≤h（為管道設計壓力，為管道外徑，為管道壁厚），PIPESTRESS程序同時計算10、10′兩個方程，應力比取兩個方程中的最大值；若/2>h，PIPESTRESS程序同時計算10、10′′兩個方程，應力比取兩個方程中的最大值

2.2 RVD管道應力分析及評定

利用PIPESTRESS軟件進行建模，得到初始模型模型如圖4所示，虛線內為核一級管道，各管線參數見表4，管道的材料為022Cr19Ni10，力學性能等同于RCCM規(guī)范中的Z2CN1810。管道的地震分析中采用單層反應譜法進行分析，計算中使用反應堆廠房標高6.5 m、阻尼比2%的反應譜。通過計算得到各工況下的結果見表5和表6，表5給出了一級管道每個RCC-M方程的最大計算應力；表6給出了二級管道每個RCC-M方程的最大計算應力?？梢钥闯?，二級管道均滿足準則要求；對于核一級管道而言，綜合考慮自重、熱脹和地震影響的方程10應力比達到了2.252，用于評定熱脹應力的方程12應力比達到了2.229，超出準則要求。因此，評定得出的結論為：該管系的應力評定不符合RCCM規(guī)范的要求，需要進行修改。

表4 管線參數

圖4 管道模型

2.3 RVD管道的修改

為了進行管道布置修改，首先對導致各工況應力過大的原因進行分析。在初步分析中，0級、A級、D級準則中考慮自重與地震工況的應力評定結果均滿足規(guī)范要求，且應力比均在0.4以下。由此可得，在初步計算分析中，導致計算模型沒有達到規(guī)范要求的工況為熱膨脹工況。

管道的溫度變化會產生熱脹位移，而由于管道上剛性支架的約束，這種膨脹位移只能按既定的方式釋放。從圖5中可以看出，熱脹應力比較大的位置主要分布在三個區(qū)域，分別位于兩個固定支架處以及三通右側。溫度變化造成管道熱脹冷縮導致的熱脹應力和管道熱位移、管徑、壁厚、管道布置走向、溫度高低等多種因素相關，原因復雜，但是大部分都是由于溫度過高與管道柔性不夠造成的。增加管道柔性可以有效降低熱膨脹應力，根據第1節(jié)的結論，由于管道設計壓力高達17.13 MPa，增加π彎的方式并不是最佳解決方案，由于節(jié)點10處的固定支架位置與支架形式無法調整，所以需要調整立管處固定支架的位置，擴大管道的計算邊界。新修改的管線模型如圖6所示。修改前后核一級管道部分的熱脹應力見表7，從表7中的數值可知，修改后熱脹應力明顯下降，滿足規(guī)范的要求。

表5 一級管道部分的最大計算應力

表6 二級管道部分的最大計算應力

圖5 熱膨脹工況下管道的應力比

圖6 修改后的模型

表7 核一級管道修改前后熱膨脹工況最大應力結果的對比

經過修改后的模型，已經可以滿足一級管道的規(guī)范要求，但是對于擴大計算邊界后納入計算范圍的核二級管道，在修改后同樣出現(xiàn)了熱脹應力過大最后導致其不滿足規(guī)范要求的情況，給出的計算結果見表8。

表8 核二級管道熱膨脹工況最大應力結果

為了使管道滿足RCCM規(guī)范的要求，需要再次對布置進行修改。利用計算結果繪制出應力比分布如圖7所示?？梢钥闯?，熱脹應力比較大的位置位于節(jié)點R280處三通一側的L型管道上。

圖7 熱膨脹工況下管道的應力比云

為了進一步減小橫管自由膨脹所受的限制，由于核二級管道彎頭柔性系數不受設計壓力影響，考慮在L型管道上加上π形彎頭，這樣通常能有效降低熱膨脹應力比。從表9中可以看出，熱膨脹應力比已經降到0.843。表10與表11為計算模型在所有工況下的計算結果，管系模型的所有節(jié)點應力滿足了RCCM規(guī)范的要求，因此此次修改方案可以采納。最終的管道模型如圖8所示。

表11 修改前后熱脹工況結果的對比

表12 一級管道部分的最大計算應力

表13 二級管道部分的最大計算應力

圖8 管道最終模型

通過對熱膨脹工況的調整過程發(fā)現(xiàn)：熱膨脹應力過大的時候，需要首先借助于現(xiàn)有的工具分析原因，然后找到對應的位置，通過調整支架或者降低管道的剛度來降低熱膨脹應力[8]。降低剛度的方法有很多，但是要結合實際情況來進行修改。在文中針對核一級與核二級管道的計算特點，采取了不同的修改方式，可以為今后的工程提供設計經驗。

4 結語

利用PIPESTRESS軟件，對不同核安全級別彎頭柔性系數的區(qū)別進行分析，總結了管道壓力對彎頭柔性系數的影響規(guī)律，分析了柔性系數對管道計算評定造成的影響。依據不同核安全級別管道彎頭柔性系數的區(qū)別，對未能通過應力評定的管道布置進行了分析和調整，突破了各個難點?？偨Y了此類問題的解決方案，為今后的工程應用提供經驗。

[1] RCC-M, Design and Construction Rules for Mechanical Components of PWR Nuclear Islands 2007 Edition[S].

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Stress Analyzing and Evaluating of Different Rank Pipes of RVD System of ACP1000 Reactor

LIU He-tong, GAO Qi-le, DANG Jun-jie

(China Nuclear Power Engineering Co., Ltd, Beijing 100840)

To ensure that stress analyzing and evaluating of the RVD system could meet requirements of RCCM code and the RVD system could run properly.Firstly, the effect of flexibility coefficient on evaluating different rank pipes of the model in different codes was analyzed. Then with the help of PIPSTRESS software, the first version of piping layout for the RVD piping system was analyzed and evaluated, and the causes of excessively high stress were analyzed. Considering the effect of flexibility coefficient, different adjustment methods was applied to different rank pipes, the stress of each loading case was depressed.The modified RVD piping system satisfied the RCCM code.By analyzing and evaluating the RVD piping system, the way for solving similar problems was achieved; and the problems of the design of the piping system was summarized, which can be a guidance of piping system design of nuclear power plant.

ACP1000 reactor; flexibility coefficient; RVD system; stress analyzing and evaluating

10.7643/ issn.1672-9242.2019.02.011

O342

A

1672-9242(2019)02-0054-06

2000-00-00；

2000-00-00

劉賀同（1989—），男，黑龍江人，碩士，主要研究方向為反應堆結構力學。