某核電廠管道振動驗收準則的計算和超標處理

徐　宇，盛朝陽，王　慶，凌禮恭

某核電廠管道振動驗收準則的計算和超標處理

徐宇，盛朝陽*，王慶，凌禮恭

（生態(tài)環(huán)境部核與輻射安全中心，北京 102442）

某核電廠自動卸壓系統(tǒng)（ADS）管道在熱試過程中發(fā)生了振動超預期事件。為確定該管道振動超標的原因和處理措施，參考ASME核電廠運行和維修標準及導則第3篇，通過計算確定了該管道的振動驗收準則。通過比例模型試驗確定了管道振動超標的根本原因，并給出了針對性的解決管道振動超標的措施，可以作為核電廠管道振動超標問題處理的參考。

管道振動；ASME核電廠運行和維修標準及導則；核電廠標準審查大綱

鑒于核電廠中的管道會經(jīng)歷不同程度的振動，管線若長期受到振動引起的交變應力的作用，即使設計滿足其強度要求，也可能產(chǎn)生疲勞破壞[1-3]。因此，在設計和調試階段都必須關注管道的振動效應。當管道振動超出容許的極限時，需要采取糾正行動將振動減低到能接受的低水平。

某核電廠自動泄壓系統(tǒng)（ADS）第4級管道連接在熱管段上，母管直徑為18英寸，然后分支為兩個14英寸的支管流道，每個分支流道設置了一臺電動隔離閥和一臺爆破閥（見圖1）。

圖1　ADS第4級管線示意圖

該核電廠熱試期間，主泵升轉速至 100%后，現(xiàn)場巡檢人員發(fā)現(xiàn)ADS第4級B&D列管線振動劇烈（其中D列排放管道末端的爆破閥最高振動值為77.9 mm/s，遠超一般工藝管道振動速度的驗收準則12.7 mm/s[4]），且在采取調整管道支架拉桿長度、改變支架間隙并將阻尼器改為剛性支架等一系列措施后仍未解決振動超標問題。

1　管道振動的行業(yè)規(guī)范和標準

針對管道的穩(wěn)態(tài)振動，管道的布置和支承應使振動減到最小限度，設計師應負責通過設計和通過對啟動或初始運行狀態(tài)的觀測，確保管道系統(tǒng)的振動處在可接受的范圍內(nèi)；針對管道的瞬態(tài)振動，在管道設計中應考慮由外部載荷或內(nèi)部載荷引起的沖擊力。

美國機械工程師學會（ASME）頒布的《鍋爐及壓力容器規(guī)范》（以下簡稱“ASME規(guī)范”）[5]第Ⅲ卷NB/NC/ND 3622.3以及ASME B31.1[6]（動力管道）中都有關于管道振動的相關要求。

此外，美國核管會（USNRC）管理導則1.68[7]，“水冷核電廠初始試驗程序”和NUREG- 0800 核電廠安全分析報告標準審查大綱 3.9.2節(jié)[8]，“系統(tǒng)、部件和設備的動力試驗和分析”對核電廠的管道振動做了進一步的要求，其重要性在于要求大部分管道執(zhí)行穩(wěn)態(tài)和瞬態(tài)振動試驗。

SRP3.9.2介紹了針對管道系統(tǒng)、機械設備、反應堆堆內(nèi)構件及它們的支承件（包括導管和電纜托架，以及通風管的支架）在振動載荷下，包括因流體流動（尤其是因不利流體條件引起的載荷，例如支架管道和蒸汽系統(tǒng)管線中的流體不穩(wěn)定性）和假設地震事件產(chǎn)生的載荷下確保結構和功能上的完整性所應用的準則、試驗規(guī)程和動力分析。遵守SRP本節(jié)第Ⅱ小節(jié)的具體準則將為系統(tǒng)、部件及設備適當?shù)膭恿υ囼灪头治鎏峁┖侠肀ＷC。在啟動試驗期間，應進行管道振動、安全卸壓閥振動、熱膨脹和動態(tài)效應等試驗。需監(jiān)測的系統(tǒng)包括：

（1）所有ASME規(guī)范1級、2級、3級的系統(tǒng)；

（2）在抗震Ⅰ類[9]構筑物內(nèi)的其他高能管道系統(tǒng)；

（3）系統(tǒng)的高能部分失效后會使抗震Ⅰ類核電廠設施的功能，降低到安全上不可接受允許的程度；

（4）位于安全殼外的中能管道系統(tǒng)中屬于抗震Ⅰ類的那些部分。

USNRC管理導則1.68描述了適用于輕水冷卻核電廠初始試驗程序的一般范圍和深度，其附錄A“初始試驗程序”第1章“預運行試驗”與管道振動試驗有關。該試驗應該通過觀察和測量來驗證管道和部件的位移、振動和熱膨脹可以接受，適用的范圍與SRP3.9.2上述部件一致。

為了滿足上述規(guī)范和導則對于管道振動的要求，ASME出版了核電廠運行和維修標準及導則（OM-S/G）（1995 版+1996 補遺）[4]第3篇“核電廠管系預運行和初始啟動時的振動試驗要求”（以下簡稱“OM-3”）。OM-3提供了評估管道振動嚴重程度的試驗方法和驗收準則，推薦使用合適的儀器和測量技術進行穩(wěn)態(tài)和瞬態(tài)振動試驗，給出糾正行動的建議，并討論了潛在的振動源。

2　管道振動驗收準則的計算

鑒于電廠中的管道會經(jīng)歷不同程度的振動，必須設定振動的容許極限來確定具體的振動管道是不是一個潛在問題。當評估振動問題時，要考慮不同的參數(shù)，包括管道應力、疲勞極限、管道變形和管道系統(tǒng)部件的動作等。例如，某種程度的管道振動由于未造成管道自身的失效而可以接受，但由于嚴重到足以引起管道支撐或敏感設備（如高速旋轉的泵）的過早失效而不可接受。管道，尤其是大口徑管道的振動能成為失效源，因此需要采取糾正行動將振動減低到能接受的低水平。對于新的設計申請，試驗規(guī)程應該和ASME OM-S/G的OM-3，以及第7篇“核電站管道系統(tǒng)熱膨脹試驗的要求”保持一致。

針對管道振動監(jiān)測和試驗，OM-3包括了目視檢查方法、鑒定管系的簡化方法以及穩(wěn)態(tài)和瞬態(tài)振動的精確驗證方法，此外還有儀器和振動測量要求、糾正行動以及潛在的振動源。

OM-3將管道振動分為了穩(wěn)態(tài)振動和瞬態(tài)振動，對于每一種類型的振動，管道系統(tǒng)又被分為三個振動監(jiān)測組（VMG）中的一組。對于每一個VMG，OM-3規(guī)定了相應的鑒定方法。

VMG-1涉及到精確確定振動應力的精密鑒定方法，此外還可能涉及分析和試驗結果之間相關性的詳細分析，或者涉及到使用足夠多的應變片來確定最大應力值。

VMG-2是一種旨在保守評估管道振動應力的簡化鑒定方法，該方法基于使用簡化梁模型建立的管道振動部分的模型，及根據(jù)位移或速度確定振動限值。該方法適用于承受穩(wěn)態(tài)振動且可接近管系各點進行一系列振動測量的系統(tǒng)。

VMG-3涉及到目視檢查。基于以往的運行經(jīng)驗和工程判斷，歸類為VMG-3的管系振動是合格的。如需嚴格的定量評定，應使用VMG-1和VMG-2中的方法。

在管系各點連續(xù)作速度測量以定出最大振動速度點的位置，最終在該點測出最大速度max，滿足

上述公式中allow為許用速度峰值，表達式為：

式中1為補償管道特征跨度上集中質量影響的修正系數(shù)（見圖2），如集中質量小于直管、L型彎頭、U型彎頭、Z型彎頭跨段質量的17倍，則對速度篩選可用保守值0.15；2為ASME第Ⅲ卷規(guī)定的二次應力指數(shù)；3為考慮管內(nèi)介質和保溫層質量的修正系數(shù)；4為與固定端不同的端條件和與直跨不同的結構型式有關的修正系數(shù)；5為考慮偏離共振的強迫振動修正系數(shù)；=1.34；el=0.8A，A為交變應力；為許用應力減弱系數(shù)；2為ASME第Ⅲ卷規(guī)定的局部應力指數(shù)。

圖2　修正系數(shù)C1

如果把相關修正系數(shù)的保守值組合起來，得到的準則表示任何形式管道的安全振動水平。用此準則校核管系，振動速度小于初選值的管道不再要求進一步分析。振動速度大于初選值的管道不一定有過大的應力，但需作進一步分析以確定其是否可接受。

3　算例分析

從上述參數(shù)的選取過程可以看出，管系振動速度限值取決于許多材料及幾何條件的多個變量組合。處理這個復雜問題的方法之一是把管系分成易于確定和模擬的特征跨，則速度測量值能按特征跨計算的許用速度限值保守地校核。ADS-4 B&D列管道系統(tǒng)三維圖如圖3所示。

圖3　ADS-4 B&D列管道系統(tǒng)三維圖

針對ADS-4管道B列，拉桿RCS-PH- 11R0107和支撐RCS-PH-11R0387將其分為了3段，理論上需要以這兩個支撐為界將B列共計分為5個管跨分別計算其振動驗收準則，即主管道三通至RCS-PH-11R0107、RCS-PH- 11R0107至爆破閥、主管道三通至RCS-PH- 11R0387、RCS-PH-11R0387至爆破閥以及RCS-PH-11R0107至RCS-PH-11R0387。但主管道三通至RCS-PH-11R0107上沒有集中質量；由于電動隔離閥的質量遠小于其與爆破閥質量之和，故RCS-PH-11R0107至RCS-PH-11R0387的計算結果可以被RCS-PH-11R0107至爆破閥包絡。因此，只分別計算主管道三通至RCS-PH-11R0387，以及RCS-PH-11R0107和RCS-PH-11R0387 至爆破閥管跨的振動驗收準則是保守的。

針對ADS-4管道D列，拉桿RCS-PH- 11R0393和拉桿RCS-PH-11R0386將其分為了3段，理論上需要以這兩個支撐為界將D列共計分為5個管跨分別計算其振動驗收準則，即主管道三通至RCS-PH-11R0393、RCS-PH-11R0393至爆破閥、主管道三通至RCS-PH-11R0386、RCS-PH-11R0386至爆破閥以及RCS-PH-11R0393至RCS-PH-11R0386。但RCS-PH-11R0393至RCS-PH-11R0386上沒有集中質量；主管道三通至RCS-PH-11R0386的計算結果可以被主管道三通至RCS-PH-11R0393管跨包絡，故只分別計算主管道三通至RCS-PH-11R0393、以及RCS-PH-11R0393和RCS-PH-11R0386至爆破閥管跨的振動驗收準則是保守的。

綜上計算，ADS-4管道B列和D列振動許用速度限值匯總如表1所示。因此，ADS-4管道B列和D列振動許用速度限值取RCS-PH- 11R0107至爆破閥管跨的計算結果，為45.01 mm/s。

表1　ADS-4管道B&D列振動許用速度限值匯總表

4　解決方案

針對本案例，采用更精確的修正系數(shù)計算得到了管道振動許用速度峰值，但實際振動速度77.9 mm/s仍超過了限值45.01 mm/s，因此需要采取進一步的處理措施以緩解管道振動。

通常，引起管道振動的原因主要有：

（1）機械系統(tǒng)的動力平衡性；

（2）管道內(nèi)部流體流動狀況；

（3）管道流體的脈動壓力[10, 11]。

針對本案例，開展了多工況下的1/4比例模型試驗，主要包括熱管段、ADS-4管道、RNS管道以及水箱、輔助管道等。相似性主要要求包括熱管段與ADS-4管道內(nèi)徑的比值應與電廠實際比值一致；熱管段的雷諾系數(shù)必須大于要求值；水工頻率（熱管段流速與ADS-4管道內(nèi)徑的比值）必須與電廠實際值一致。最終通過試驗證實振動超標是由聲共振引起的。具體原因為ADS-4與主回路連接三通處漩渦脫落產(chǎn)生流體激勵（壓力波）；由于漩渦脫落頻率與流體聲共振頻率鎖定，壓力波被放大；聲振動頻率與管線結構頻率重合，最終導致了激發(fā)管道振動（見圖4）。

針對上述原因，其解決思路主要有改變漩渦脫落頻率，如在支管上增加孔板；或者改變聲共振頻率，如改變管道長度、增加消音器或穩(wěn)壓裝置。具體的處理措施主要可以分為三個方面：

（1）振源。可以分別從降低振幅和改變激勵頻率兩方面采取應對措施，如增加三通前/后端倒角和設置導流等；

（2）傳遞途徑，即改變聲模態(tài)頻率。具體措施包括改變管道長度和改變流體溫度等；

（3）管道屬性。可以分別從改變管道固有頻率和降低管道振幅兩方面采取應對措施，如增加剛性支撐[12, 13]、修改支撐為彈性支撐、對管道增加配重和增加吸振裝置[14, 15]等。

本案例中最終通過采取三通后緣打磨（見圖5），以及增加拉桿支撐的措施，解決了管道振動超標問題。證實了上述分析過程和應對措施的適當性。

圖5　打磨倒角示意圖

5　結論

針對核電廠中管道振動超出容許極限，本文選取實際發(fā)生的典型案例，計算得到了管道振動的許用速度峰值，并在振動機理分析的基礎上歸納總結出不同的處理方案，可以作為核電廠管道振動超標處理的參考。

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Calculation of the Vibtation Acceptance Criteria for the Pipeline in a Nuclear Power Plant and Treatment of the Vibration Limit-exceeding Item

XU Yu，SHENG Zhaoyang*，WANG Qing，LING Ligong

（Nuclear and radiation safety center，Beijing 102442，China）

An unexpected vibration event occurred in the Automatic Depressurization System（ADS）of a nuclear power plant during hot function test.In order to determine the cause and treatment measures for the excess vibration of the pipeline，referring to the ASME OM-S/G “Standards and Guides for Operation of Nuclear Power Plants，”Part 3，“Requirements for Preoperational and Initial Start-Up Vibration Testing of Nuclear Power Plant Piping Systems”，the vibration acceptance criteria for the pipeline were determined by calculation.The root cause of the pipeline vibration exceeding the standard was determined through the scale model test，and the corresponding measures to solve the pipeline vibration exceeding the standard are given，which can be used as a reference for handling the pipeline vibration exceeding the standard in nuclear power plants.

Piping vibration；ASME OM；SRP

TL48

A

0258-0918（2022）02-0353-06

2021-03-01

徐 宇（1986—），男，湖北隨州人，高級工程師，碩士，現(xiàn)從事核安全設備方面研究

盛朝陽，E-mail：sheng_nsc@163.com