兩環路核電廠試驗支管振動疲勞研究

段永強，黃學孔，曾　暢，王　帥，蔡志云

（中國核動力研究設計院，四川　成都　610041）

兩環路核電廠試驗支管振動疲勞研究

段永強，黃學孔，曾暢，王帥，蔡志云

（中國核動力研究設計院，四川成都610041）

針對國內二代改進型的兩環路核電廠試驗用支管中存在的振動疲勞問題，文章提出了一種確定疲勞振動的測量和計算分析方法，并運用該方法對國內某兩環路核電廠小支管進行了工況分析、振動測量和最大有效振動速度計算，同時采用結構力學有限元程序ANSYS軟件對小支管的振動疲勞應力進行了分析。結果表明，該方法能夠很好地診斷出小支管中存在的第一類敏感管和第二類敏感管，從而為判斷在兩環路核電廠試驗中支管是否為敏感管提供了理論依據。

試驗支管；ANSYS；振動疲勞

隨著國內二代改進型核電站機組陸續投入運行，已發現核輔助系統（EAS、ASG等系統）個別小支管與主管連接的管座焊縫發生開裂，出現了輸送介質泄漏的現象，對系統的基本功能和安全功能造成了一定影響。根據國內外核電站經驗反饋，裂紋大多發生在外徑2英寸及以下的小支管和主管之間的管座焊縫，裂紋產生的主要原因是支管靠近振動源（泵、調節閥、流量孔板等）以及支管設備采用不合理布置造成焊縫處應力集中出現疲勞失效，此類支管振動疲勞情況被歸納為敏感管問題，其中的小支管簡稱“敏感管”。

據統計，1970—1999年，全球核電廠共發生了54起導致管道破裂的事例。小支管因振動疲勞而導致裂紋往往會引發管內介質的泄露，同樣也給核電站的安全帶來了巨大的隱患。根據RCC-P規定，反應堆冷卻劑系統上連接的一些輔助系統在規定工況有密封屏障作用，專設安全設施系統在事故工況下必須能保證反應堆堆芯的冷卻，所以我國核安全法規規定了支管振動疲勞審查作為核電站定期安全審查的內容之一。但是由于引起小支管振動的原因非常復雜，使得這類問題的解決非常困難。目前，國際上還沒有形成一套統一的分析方法和評定規范。因此尋求一種方法系統有效的解決核電站小支管中所存在的敏感管問題具有十分重要的意義。

在總結以往國內外核電站敏感管診斷經驗的基礎上，本文提出了一種小支管振動評估方法，并結合結構力學有限元程序ANSYS軟件對小支管的振動疲勞應力進行了計算，并運用該方法對國內某電站小支管的振動疲勞進行評估分析。

1　支管振動疲勞評估方法

1.1支管振動疲勞分析范圍及方法

支管振動疲勞分析的對象主要包括容易發生振動疲勞的核安全相關重要小支管。國內核電站一般根據自身運行經驗和國內外其他同類電站經驗反饋制定支管振動疲勞分析范圍。一般國內二代改進型核電站支管振動疲勞分析包括的系統有：EAS（安全殼噴淋系統）、RIS（安全注入系統）、ASG（蒸汽發生器輔助給水系統）、RRA（余熱排出系統）、RCV（化學和容積控制系統）、RRI（設備冷卻水系統）、REA（反應堆硼和水的補給系統）、PTR（反應堆換料腔和乏燃料水池的冷卻和水處理系統）。

1.2確定先天敏感管

先天敏感管主要包括與安全相關的外徑不大于2英寸的小支管，裂紋主要是由于支管靠近振動源（泵、調節閥、流量孔板等）、支管支承不合理、焊縫處應力集中，最終疲勞失效而導致的。選擇確定先天敏感的小支管，選擇的基本原則包括：外徑小于和等于2英寸的連接支管；與安全有關；靠近振動源；泵、調節閥、流量孔板等；與泵、熱交換器和容器等設備直接相連的支管可不用考慮。一個典型的二代改進型核電站單個機組一般有350根左右先天敏感管。

1.3系統工況分析篩選與振動測量

在篩選出先天敏感管后，根據系統的運行情況、調試和定期試驗測定值等經驗反饋，與運行工況評價表相結合，得到系統最惡劣運行工況（振動最大），并根據電廠實際情況確定振動測量的運行工況。確定最惡劣工況的方法如下：

1）首先列出所研究系統的所有運行工況；

2）列出每種運行工況下的各種參數：

●泵所在主管的流體速度；

●投入運行的泵數量；

●泵的類型，離心泵或往復泵；

●調節閥開度；

●運行經驗反饋。

3）建立系統運行工況評價表：建立系統運行工況評價表，并根據系統的運行情況和各種定期試驗測定值等經驗反饋，得到系統最惡劣運行工況并在該工況下測量小支管三個方向振動速度Vx，Vy，Vz；當小支管振動速度大于12 mm/s，應測量管座振動速度、振動加速度和振動頻譜。

1.4敏感管計算分析

在分析評定中通常按結構形式將小支管分為兩類：在支管上無支撐的直管為第1類小支管，其他結構形式的為第2類小支管。敏感管分析評定方法如下（見圖1）：

1）若振動速度＜12 mm/s，則該支管不敏感。

2）若小支管振動速度≥12 mm/s，則支管為潛在的敏感管，并將其分為兩類進行分析。第1類小支管為帶有不平衡質量（閥門）的直管，第2類小支管為除第1類以外的支管。

3）計算支管允許的最大有效振動速度Vadm。

4）將所測量的小支管振動速度與Vadm進行比較。

圖1　敏感管篩選流程Fig.1　The screening process for sensitive pipes

對于第1類小支管，如果Vx或（Vy或Vz）＜Vadm，則該支管為非敏感管；如果Vx（或Vy或Vz）≥Vadm，則該支管為敏感管。第1類小支管允許的最大有效振動速度Vadm。

對于第1類小支管，計算振動速度限值Vadm。

Vadm（RMS mm/s）計算公式：

式中：t——主管壁厚，mm；

R——主管的平均半徑，R=（Dext-t）/2；

Dext——主管外徑，mm；

b——管座外半徑，包括焊縫，mm；

v——泊松系數，v=0.3；

E——楊氏彈性模量，MPa；

M——閥門質量，kg；

K——K=σadm/3.5KC；

KC——應力增強系數，取KC=2 MPa；

σadm——對應于1 011次循環的最大容許交變應力，對于不銹鋼σadm=114 MPa；對于碳鋼σadm=52 MPa。

對于第2類小支管，如果Vx（或Vy或Vz）＜Vadm，則該支管為非敏感管；如果Vx（或Vy或Vz）≥Vadm，計算管座焊縫應力σ。

對于第2類小支管，采用ASME OM3計算Vadm。

ASME OM3（2000）標準計算一個管道區段允許的最大振動速度峰值Vallow（單位in/s）公式如下：

式中：C1——補償管道特征跨度上集中質量影響的修正系數；

C2——ASME鍋爐和壓力容器規范規定的二次應力指數；

K2——ASME鍋爐和壓力容器規范第Ⅲ篇規定的局部應力指數；

α——許用應力折減系數：對ASME鍋爐和壓力容器規范第Ⅲ篇圖I-9.1包含的材料為1.3；或對ASME鍋爐和壓力容器規范第Ⅲ篇圖I-9.2.1或圖I-9.2.2包含的材料為1.0；

Se——0.8SA，SA是ASME鍋爐和壓力容器規范第Ⅲ篇圖I-9.1在106循環次數時或圖I-9.2在1 011循環次數時的交變應力。使用者必須考慮溫度對彈性模量的影響；

C3——考慮管內介質和保溫層質量的修正系數；

C4——與固定端不同的端條件和與直跨不同的結構形式的修正系數；

C5——考慮偏離共振的強迫振動的修正系數。

EDF對ASME OM3速度計算公式進行了簡化處理，將ASME OM3的計算公式的英制單位換算為國際單位，并引入速度有效值的峰值因子C0=3.5，取α=1.0，C5=1.0。速度有效值Vadm（RMS mm/s）的計算公式為：

式中：C0——計算振動速度有效值的峰值因子，取C0=3.5；

C1——補償可能存在集中質量（閥門等）對給定管道上影響的修正系數。C1隨著集中質量與管道質量之比而變化（完整的管道質量應包括管道金屬質量、流體質量和可能還存在的保溫層材料），C1與集中質量與管道質量之比的關系曲線見ANSI/OM3（2000）；

C2K2——C2K2=2i，其中i是應力增強系數，具體見RCC-M C3600規定，從保守計算出發，取C2K2=3.6；

C3——考慮流體質量和保溫層材料質量影響的修正系數：

其中，Wf、Wt、Wc分別是流體、管道（空的）和保溫層材料各自單位長度的質量。

如果沒有保溫層材料，則根據管道的外直徑Dext和壁厚t用下面公式計算：

式中：C4——考慮管道的幾何形狀和管道端部約束條件的修正系數，0.7＜C4＜1.3，一般情況下，取C4=0.7；

λ——將英制單位換算為國際單位的系數，λ=13.42（mm/s/MPa）。

如果Vx（或Vy或Vz）≥Vadm，對支管建立有限元計算分析模型，利用現場測試獲得的小支管的振動加速度時程數據，轉換成響應譜作為輸入載荷，采用譜分析方法，進行小支管的振動疲勞應力計算，用計算得到的小支管管座焊縫處的應力進行疲勞評定。

2　案例分析

以國內某兩環路核電廠支管振動疲勞進行的專題審查為例，介紹試驗用支管振動疲勞分析的實際應用。該機組共有348根先天敏感管，在進行了工況分析、振動測量和最大有效振動速度Vadm計算后，得出了1類小支管敏感管共7根，見表1。

對于第2類需進行應力分析的小支管，以其中1根管的應力計算為例進行介紹。該管線為1/2″SCH10S、材料為Z2CN18-10的管線。1/2″小支管一端通過1/2″×3/4″異徑接頭和母管連接固定，在經過4個彎頭后管線截止。1/2″管線上有質量為3.8 kg的手動截止閥。在管線經過手動截止閥后有一個固定支撐，在管線端部連接儀表。小支管設計壓力0.2 MPa，設計溫度50 ℃。106/1 011次循環對應的最大容許交變應力為114 MPa。

將現場振動測量采集到的加速度時程數據轉化成響應譜。譜的方向定義：X表示主管道軸線方向，Y表示管座軸線方向，Z表示與XY平面垂直的方向，如圖2～圖8所示。

表1　第1類小支管敏感管清單Table 1　The list for the first type of small branch sensitive pipes

圖2　X方向振動載荷Fig.2　Vibration loads in the X direction

圖3　Y方向振動載荷Fig.3　Vibration loads in the Y direction

圖4　Z方向振動載荷Fig.4　Vibration loads in the Z direction

圖5　X方向振動響應譜Fig.5　Vibration respond spectrum in the X direction

圖6　Y方向振動響應譜Fig.6　Vibration respond spectrum in the Y direction

圖7　Z方向振動響應譜Fig.7　Vibration respond spectrum in the Z direction

圖8　管線計算模型Fig.8　The pipeline calculating model

采用結構力學有限元程序ANSYS軟件計算小支管的振動疲勞應力。該管線計算模型見圖8。采用BLOCK LANCZOS法進行模態分析。在單個方向進行振動計算時，對計算模型分別輸入該方向的振動響應譜，得到管座總的動力響應或交變應力幅值，即管座的振動疲勞應力。計算得出和主管連接的小支管管座處的應力強度為146 MPa，最大應力在小支管支承處，小支管的應力分布如圖9所示。

圖9　計算結果Fig.9　Calculation results

小支管和管座的連接采用插套焊。插套焊的應力增強系數i=1/2C2K2，根據RCC-M C3600規定及相關資料，取C2K2=3.6，所以應力增強系數i=1.8。在考慮應力增強系數以后，管座應力強度為262.8 MPa，超過了許用交變應力114 MPa，故該管為第2類敏感管。

最終審查結果表明該機組共有348根先天敏感管，共有7根第1類敏感管和19根第2類敏感管，敏感管集中分布在ASG、RRI、RIS和EAS系統。

3　結束語

支管振動疲勞分析的對象是容易發生振動疲勞的核安全相關重要小支管，這些小支管泄漏后會對系統的基本功能和安全功能造成一定影響。針對上述問題，本文提出了一種支管振動疲勞分析方法，并描述了該方法在國內某電站支管振動疲勞分析中的應用情況。從而為判斷核電站小支管是否屬于敏感管，以及評估小支管的振動疲勞壽命提供了理論依據。為了消除潛在隱患，核電站應對發現的敏感管采取措施進行改造，改造的方法有：現場消缺、改善主管機械性能、改善支管機械性能、振動去偶、取消敏感管、改變振動源等。

［1］ 劉文進，毛慶，曾忠秀. 大亞灣核電站小支管振動測量結果分析評定［J］. 核動力工程，2007，28（3）：87-89.（LIU Wen-jin，MAO Qing，ZENG Zhongxiu.Analysis and Evaluation for Little Branch of Daya Bay NuclearPowerStation Based on Vibration Test Result［J］. Nuclear Power Engineering，2007，28（3）：87-89.）

［2］ 譚璞，李劍波. 核電廠管道疲勞機理與防治［J］. 核安全，2011（4） ：23-28.（TAN Pu， LI Jianbo. Fatigue Mechanism and Prevention for the Pipeline in Nuclear Power Plant［J］. Nuclear Safety， 2011（4）：23-28.）

Vibration Fatigue Study of the Testing Branch Pipes in Two-Loop Nuclear Power Plants

DUAN Yong-qiang，HUANG Xue-kong，ZENG Chang，WANG Shuai，CAI Zhi-yun
（Nuclear Power Institute of China，Chengdu of Sichuan Prov. 610041，China）

As for the vibration fatigue problems existed in branch pipesused for test of domestic generation II+ two-loop nuclear power plant， a measurement and calculation analysis method for identifying fatigue vibration is proposed， which is applied to carry out condition analysis，vibration measurement and maximum effective vibration speed calculation for small branch pipes of a domestic two-loop nuclear power plant. At the same time， the structural mechanics finite element application program ANSYS is used to analyze the vibration fatigue stress of small branch pipes. The result shows that this method can diagnose the first type and the second type of sensitive pipes existed in small branch pipes. Thus， it can provide the theoreticalbasis for determining whether there are sensitive pipes in the branch pipes used for test of two-loop nuclear power plant.

test branchpipes；ANSYS；vibration fatigue

TL32Article character：AArticle ID：1674-1617（2015）03-0208-06

TL32

A

1674-1617（2015）03-0208-06

2015-02-10

段永強（1982—），男，成都人，工程師，本科，從事核島系統設計、水化學設計工作。