AP1000化學(xué)和容積控制系統(tǒng)管道應(yīng)力分析

曲曉宇 張磊（中國核電工程有限公司鄭州分公司鄭州450052）

一、前言

AP1000是美國西屋公司設(shè)計的第三代先進(jìn)壓水堆，采用非能動設(shè)計理念，具有設(shè)計優(yōu)化、設(shè)備減少、模塊化建造等特點。其中，化學(xué)和容積控制系統(tǒng)（CVS）是反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)的一個主要的輔助系統(tǒng)，為反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)的水容積控制、化學(xué)控制和反應(yīng)性控制提供了手段。本文采用從瑞士DST公司引進(jìn)的PEPS 4.0b（Pipestress 3.7.0）管道計算程序，此程序在西屋設(shè)計的AP1000項目中廣泛應(yīng)用，其有效性已經(jīng)得到了國家核安全局的認(rèn)可。

管道分析的重點是整個管系的應(yīng)力和柔性，在彎頭、三通等幾何不連續(xù)處不進(jìn)行局部的詳細(xì)分析，而是采用應(yīng)力指數(shù)和應(yīng)力增強(qiáng)系數(shù)的方法處理。基于其可能的失效模式的認(rèn)識，ASME規(guī)范對管道中的各種應(yīng)力和工況進(jìn)行了分類，然后通過采用不同的限制條件加以控制，從而形成了ASME規(guī)范的管道應(yīng)力評定的公式。在公式中，對管道應(yīng)力的校核只考慮了軸向應(yīng)力，它包括了內(nèi)壓軸向應(yīng)力和合力矩應(yīng)力。

二、模型和載荷

所選取的管道模型如圖2.1所示，本文中計算的管道均在反應(yīng)堆廠房內(nèi)，模型中有4個閥門和4個支架，其中有一個支架生根于鋼制安全殼上，模型中有一個穿鋼制安全殼的貫穿件。本報告中管系使用的材料為ASME SA-312.TP304L，在該計算管系中，管道模型的具體參數(shù)見表2.1。

表2.1 管道參數(shù)列表

ASME規(guī)范規(guī)定，整個管道系統(tǒng)的設(shè)計，應(yīng)將熱膨脹、重量和其他持續(xù)載荷以及偶然載荷對固定件之間的管道影響進(jìn)行分析。管道系統(tǒng)的設(shè)計應(yīng)滿足NC-3650和B31.1規(guī)范中1.4.8節(jié)的限制。AP1000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。根據(jù)AP1000的技術(shù)規(guī)定，最大運行溫度≤65.56℃，不用進(jìn)行熱分析。此管系的最大運行溫度均為21℃，不進(jìn)行熱膨脹分析。因模型中有一個支架和一個貫穿件在鋼制安全殼上，而其余支架在安全殼內(nèi)部結(jié)構(gòu)上，在計算中使用各自的樓層反應(yīng)譜，如圖2.2所示。左側(cè)為安全殼內(nèi)部結(jié)構(gòu)所用反應(yīng)譜，右側(cè)為鋼制安全殼所用反應(yīng)譜，所用的反應(yīng)譜譜值包絡(luò)了所有連接到建筑物、模塊或設(shè)備等的支撐點。

因管系模型同時在鋼制安全殼和安全殼內(nèi)部結(jié)構(gòu)上都有生根，牽涉到跨廠房問題，也需考慮廠房間的相對位移。AP1000管道計算的通常做法，是在每個支撐點處施加對應(yīng)方向上的絕對位移。計算中在對生根在鋼制安全殼上的支撐點，在X、Y、Z三個方向上施加的位移分別為2.616mm、4.420mm和0.406mm；對生根在安全殼內(nèi)部結(jié)構(gòu)上的支撐點，在X、Y、Z三個方向上施加的位移分別為2.362mm、4.318mm和0.660mm。

圖2.1 管道模型圖

圖2.2 安全停堆地震樓層反應(yīng)譜

圖4.1 管道計算模型和所需增加支架的位置

對于在鋼制安全殼上生根的支撐點，還需要考慮正常工況和事故工況下安全殼錨固點位移。正常工況下需考慮正常寒冷和正常炎熱條件下鋼制安全殼熱膨脹相關(guān)的鋼制安全殼位移作用，事故工況下需考慮由于冷卻劑喪失即LOCA事故工況后的溫度和內(nèi)壓作用在鋼安全殼貫穿件及連接到鋼安全殼的所有支撐上產(chǎn)生的位移。對本計算管系，根據(jù)AP1000的相關(guān)技術(shù)文件，正常工況下的位移為零，事故工況下在X、Y、Z三個方向上施加的位移分別為31.103mm、5.423mm和4.115mm。

管道分析中需要考慮的載荷以及工況組合分別見表2-2。

表2-2分析工況和定義

SSES-SCV-Z工況號10 40 41標(biāo)識DW SSE SSES-SCV-X SSES-CIS-X 141 SSES-SCV-Y SSES-CIS-Y 241 42 142 242 342 343 344 345 347 SSES-CIS-Z|DW|+|SRSS(SSE+SSES)|SSES 2*SSES SRSS(SSE+SSES)SCV-F載荷說明自重（包含設(shè)計壓力）SSE地震SSE下X方向的錨固點位移（SCV）SSE下Y方向的錨固點位移（SCV）SSE下Z方向的錨固點位移（SCV）SSE下X方向的錨固點位移（CIS）SSE下Y方向的錨固點位移（CIS）SSE下Z方向的錨固點位移（CIS）自重+總地震效應(yīng)總SSES，不同方向采用SRSS組合2倍SSE地震錨固點位移(SSE2+SSES2)1/2在事故工況下安全殼錨固點位移

三、計算

表3-1給出了各載荷工況要滿足的ASME準(zhǔn)則和相應(yīng)的許用應(yīng)力極限：

表3 -1 ASME2、3級管道載荷組合和應(yīng)力限值

注：

1.Sh、Sy和SA為在ASME規(guī)范中定義。

2.各符號含義如下：

MDW：由自重產(chǎn)生的力矩；

MC：ASME中A/B級熱脹產(chǎn)生的力矩范圍，包括正常工況下冬天和夏天的鋼安全殼位移；

MD：D級工況的力矩；

MSSES：D級工況下SSES產(chǎn)生的力矩范圍的1/2；

F：SSES下軸向力范圍的1/2；

P：設(shè)計壓力；

PMAX：指定應(yīng)力水平下的最大壓力；

SSES：總的SSE下地震固定點位移，各個方向采用SRSS組合；

SRSS：D級工況下SSE和SSES的SRSS組合；

四、結(jié)果評定

計算結(jié)果表明地震載荷過大，故需在管道上增加一限Z向的支架，支架的位置如圖4.1所示。

此分析包括了上節(jié)中描述的方程的驗證。在上節(jié)中定義的所有載荷組合下的管道應(yīng)力應(yīng)該滿足ASME NC-3600的規(guī)范要求。一次和二次應(yīng)力載荷組合的最大應(yīng)力值列于表4-1中。

表4 -1 ASME 2、3級管道應(yīng)力評定

計算表明所有節(jié)點的應(yīng)力比都低于節(jié)點190，此點的最大應(yīng)力比值為0.962，說明管道在各工況下的應(yīng)力值滿足ASME規(guī)范的要求。

5.結(jié)論

對核電站管道系統(tǒng)進(jìn)行應(yīng)力分析與評定是一項重要的工作，在使用管道專業(yè)有限元軟件進(jìn)行計算分析后，在原有設(shè)計的基礎(chǔ)之上進(jìn)行應(yīng)力分析和支架調(diào)整使管道應(yīng)力滿足ASME規(guī)范的要求，協(xié)助布置人員的管道設(shè)計工作。計算表明，修改后管系模型的所有節(jié)點應(yīng)力均滿足ASME規(guī)范的要求，ASME規(guī)范要求的各個工況下的機(jī)械特性的完好性得到了證明。

[1]ASME規(guī)范1989年版+1989版補(bǔ)遺.

[2]PEPS使用手冊.

[3]1992版ASMEIID篇.