疲勞分析在核電站核承壓設備設計中的應用

房繼軍

【摘 要】核電站中有大量承受循環載荷的壓力容器，循環載荷作用下壓力容器的疲勞失效可產生災難性后果，核電站壓力容器的疲勞分析設計越來越多地引起人們的關注和重視。本文結合硼水貯存罐熱交換器的疲勞分析工作，研究并總結了ANSYS中壓力容器疲勞分析設計中的載荷分析、結構分析、應力分析、設計疲勞曲線的應用和疲勞強度的校核等主要步驟。

【關鍵詞】壓力容器；疲勞分析設計；交變載荷；載荷分析；結構分析；應力分析；強度評定

0 概述

容器在交變載荷作用下進行運轉的情況是非常普遍的。如：頻繁的間歇操作造成工作壓力和各種載荷的變化；正常運行時出現的壓力波動、周期性溫度變化；在正常溫度變化時，容器的膨脹或收縮受到了約束；外加的交變機械載荷等都將使容器中的應力隨著時間呈周期性的變化。而在交變載荷作用下壓力容器受壓部件中的焊接接頭附近、結構不連續部位以及開孔接管等區域常常會產生的局部峰值應力可以達到容器總體薄膜應力的2～6倍。在其反復作用下，會使材料晶粒間發生滑移和錯位，逐漸形成微裂紋，隨著載荷的不斷循環，裂紋也不斷擴展，進而形成宏觀疲勞裂紋貫穿整個壁厚，最終導致容器發生疲勞失效事故。

通過對規范的研究及對相關文獻的調研，總結出疲勞分析的基本步驟和注意事項概述如下：

1）載荷分析

載荷分析中收集設備受到的載荷譜，明確設計條件。載荷分析中要注意設備壽期內可能發生的一切載荷及其發生次數的數據。

2）結構分析

結構分析是針對容器的局部區域進行的，原則上容器的所有幾何不連續點和承受局部載荷的元件都應作為分析部位，根據部位的結構形式和載荷形式建立相應的力學模型。

3）應力分析

應力分析是為了確定在規定載荷作用下，結構的應力分布、所選擇的應力評定點或截面的應力分布及最大值和最小值、元件內所考慮的應力隨時間變化，以此為基礎確定交變應力強度幅 。

4）設計疲勞曲線的應用

5）疲勞強度的校核

強度評定是針對局部點進行的，根據設計準則對各類應力強度進行評定。

硼水貯存罐熱交換器是按照RCC-M設計的，下面就以該熱交換器的疲勞分析為例談談疲勞分析設計的主要步驟。

熱交換器的基本結構如圖1所示。

硼水貯存箱熱交換器管束、管板、管側殼側筒體、封頭和接管材料為00Cr19Ni10（Z2CN1810），詳見表2。

表1 熱交換器的總體設計條件

表2 00Cr19Ni10的材料及力學性能

考慮的載荷有：

運行壓力：殼側入口0～0.25MPa，管側入口0～0.3MPa；

運行溫度：殼側入口100～138℃，管側入口70～85℃；

管側入口接管載荷：軸力11.67KN，彎矩6.78KNm；

管側出口接管載荷：軸力7.95KN，彎矩4.62KNm；

殼側入口接管載荷：軸力11.99KN，彎矩3.48KNm；

殼側入口接管載荷：軸力5.01KN，彎矩1.05KNm；

為了簡化計算，對壓力和溫度工況進行包絡。根據RCC-M C 3112，循環次數為三條瞬態曲線循環次數之和：

（12000+40+40）*0.05+（12000+40+40）*5=61004>10000次。

再根據RCC-M C 3214.2循環次數為三條瞬態曲線循環次數之和：

（12000+40+40）*1+（12000+40+40）*1+（12000+40+40）*4=72480>1000次。

殼側入口變化如下：20℃—138℃—20℃。

管側入口變化如下：20℃—70℃—75℃—20℃。

1 疲勞曲線

瞬態工況取自JNK的疲勞曲線，詳見圖2。

2 模型和計算方法

2.1 模型描述

疲勞分析模型采用實體單元建模，包括管側筒體、管板、殼側筒體以及殼側入口接管部分，建立1/2模型進行計算。熱分析采用SOLID70單元，熱分析各位置的對流換熱系數按照堆工專業提供的硼水貯存箱熱交換器對流換熱系數計算結果中相應位置最保守數值施加，溫度按照第二節包絡溫度施加；結構分析采用SOLID185單元，在管側筒體邊緣處采用固定約束，1/2模型分割面施加對稱（反對稱）約束。需要計算溫度載荷下結構應力，接管載荷下的應力，內壓下的應力。詳見附圖。

圖2 熱交換器瞬態工況曲線

2.2 計算方法

根據第2節，設備運行瞬態曲線為3條，對其進行包絡，進行分析。

（1）溫度采用最大溫度和最小溫度之間的階躍變化；

（2）壓力采用最大壓力和最小壓力作為變化幅；

（3）接管載荷考慮為最危險加載方式下與0應力狀態的應力幅的1.5倍；

（4）地震載荷考慮OBE載荷，保守取瞬態有效循環次數400次進行組合。

總的應力幅為四中載荷條件下計算結果的疊加。

3 主要應力分析結果與評定

3.1 接管載荷彎矩加載為Mx時疲勞評定結果

評定路徑見附圖。共84個路徑（詳見附錄A.1）。

R1為溫度沿壁厚線性變化的熱棘輪結果，最大值為0.081，發生在位置95。

R2為溫度沿壁厚拋物線變化的熱棘輪結果，最大值為0.36，發生在位置95。

使用因子均小于1，最大使用因子為0.289，發生在位置12。

3Sm=345MPa，Sn均小于3Sm，最大Sn為316.5，發生在位置95。

3.2 接管載荷彎矩加載為Mz時疲勞評定結果

評定路徑見附圖。共84個路徑（詳見附錄A.2）。

R1為溫度沿壁厚線性變化的熱棘輪結果，最大值為0.081，發生在位置95。

R2為溫度沿壁厚拋物線變化的熱棘輪結果，最大值為0.36，發生在位置95。

使用因子均小于1，最大使用因子為0.307，發生在位置142。

3Sm=345MPa，Sn均小于3Sm，最大Sn為319.4，發生在位置101。

4 結論

分析結果表明硼水貯存箱熱交換器現有設計滿足RCC-M規范的強度要求。

5 結束語

由于疲勞強度問題引起的壓力容器的破壞已不鮮見，故不能等閑視之。為確保壓力容器的安全運行，本文結合工程實例，細致地講述了疲勞分析的在核電站核承壓設備設計過程，為壓力容器的設計提供了依據。

【參考文獻】

[1]蔡慈平.化工裝備技術[J].第29卷第4期2008年.

[2]丁伯民.應力分析法容器設計規定[J].

[3]壓水堆核電機械設備設計和建造規范RCC-M2000版[S].

[4]ASME核電規范與標準第一冊附錄2004版附錄A[S].

[責任編輯：張濤]