朱光強(qiáng) 廖昌斌 戴 兵 桂 春

（中核武漢核電運(yùn)行技術(shù)股份有限公司 武漢 430223）

基于實(shí)際運(yùn)行瞬態(tài)的反應(yīng)堆壓力容器疲勞損傷狀態(tài)評估

朱光強(qiáng) 廖昌斌 戴 兵 桂 春

（中核武漢核電運(yùn)行技術(shù)股份有限公司 武漢 430223）

為了確保電廠的安全運(yùn)行，隨著反應(yīng)堆壓力容器(RPV)服役時間的延長，需要及時評估其由實(shí)際運(yùn)行瞬態(tài)導(dǎo)致的疲勞損傷。以RPV的實(shí)際運(yùn)行監(jiān)測數(shù)據(jù)為基礎(chǔ)，對照設(shè)計瞬態(tài)，統(tǒng)計了電廠運(yùn)行以來的實(shí)際運(yùn)行瞬態(tài)的種類和發(fā)生次數(shù)，將各種瞬態(tài)組合成完整的運(yùn)行循環(huán)，并采用有限元方法對RPV的典型部件進(jìn)行了溫度場分析和應(yīng)力分析，在此基礎(chǔ)上完成了疲勞評定。計算和評定結(jié)果表明，如果電廠以后的運(yùn)行瞬態(tài)與之前的運(yùn)行瞬態(tài)類似，在設(shè)計壽期內(nèi)，RPV中最大的累積疲勞損傷系數(shù)與設(shè)計計算值之比為0.4967，可見設(shè)計瞬態(tài)是偏保守的。本文的評價方法可以實(shí)現(xiàn)RPV后續(xù)疲勞損傷的快速評定和跟蹤，評價結(jié)果可以為RPV的老化管理工作提供有益參考。

反應(yīng)堆壓力容器，實(shí)際運(yùn)行瞬態(tài)，疲勞損傷，老化管理

反應(yīng)堆壓力容器(RPV)內(nèi)裝載著高溫高壓的放射性冷卻劑，保證其結(jié)構(gòu)完整性是電廠安全運(yùn)行的重要保障之一。在運(yùn)行過程中，由各種運(yùn)行瞬態(tài)引起的冷卻劑溫度和壓力的變化或波動，使RPV部件中的應(yīng)力狀態(tài)隨即發(fā)生相應(yīng)的改變，由此可能導(dǎo)致部件中一些應(yīng)力較大區(qū)域產(chǎn)生疲勞損傷的老化機(jī)理，而一旦部件中某處反映疲勞損傷程度的疲勞利用系數(shù)——U達(dá)到1后可能會產(chǎn)生一定的疲勞損傷，從而直接威脅著反應(yīng)堆的運(yùn)行安全。所以，隨著RPV服役時間的延長，需要及時評估其由實(shí)際運(yùn)行瞬態(tài)導(dǎo)致的疲勞損傷狀態(tài)，并掌握發(fā)展規(guī)律，以確保電廠的安全運(yùn)行。

RPV在設(shè)計時已經(jīng)對各個部件作了應(yīng)力分析和疲勞評價，但設(shè)計階段的疲勞分析都是按照設(shè)計瞬態(tài)數(shù)據(jù)進(jìn)行計算的，而實(shí)際運(yùn)行瞬態(tài)的熱工參數(shù)與設(shè)計瞬態(tài)參數(shù)必然會有所區(qū)別。隨著運(yùn)行時間的延長，在對在役的RPV疲勞損傷進(jìn)行評價時，有必要對設(shè)計計算中疲勞利用系數(shù)較大的部件重新進(jìn)行分析計算，以便對RPV目前的疲勞損傷狀態(tài)做出更準(zhǔn)確的評價。

本文以已經(jīng)運(yùn)行多年的RPV為研究對象，以實(shí)際運(yùn)行瞬態(tài)數(shù)據(jù)為主要輸入條件，對RPV的典型部件進(jìn)行有限元分析和疲勞狀態(tài)評估。

1 RPV的結(jié)構(gòu)

RPV主體由反應(yīng)堆容器和頂蓋組成，前者由下法蘭（含接管段）、筒體和半球形下封頭組焊而成，頂蓋由半球形上封頭和上法蘭焊接組成。為了避免容器內(nèi)表面和密封面腐蝕，在壓力容器內(nèi)壁堆焊有不銹鋼襯里。筒體材料采用低合金鋼，為避免焊縫受高注量率的中子輻照，采用無縱焊縫的環(huán)形鍛件，所有承壓邊界的焊縫均采用全焊透焊接連接。

容器法蘭和頂蓋采用螺栓連接緊固，并借助兩道同心配置在頂蓋密封槽中的“O”形環(huán)來密封。在頂蓋上分別裝有控制棒驅(qū)動機(jī)構(gòu)管座和溫度測量管座，通過它們與控制棒驅(qū)動機(jī)構(gòu)和溫度測量裝置連接。冷卻劑環(huán)路的進(jìn)出口接管，采用插入式全焊透焊縫焊接在筒體接管段上，在接管的端部都焊有與主管道材料相同的不銹鋼安全端。

RPV的疲勞是設(shè)計階段關(guān)注的重點(diǎn)內(nèi)容之一，設(shè)計計算中必須根據(jù)設(shè)計瞬態(tài)載荷歷程進(jìn)行疲勞分析，以確保RPV各部件在設(shè)計壽命內(nèi)的累積疲勞利用系數(shù)滿足規(guī)范要求。RPV的設(shè)計壽命為40年。

2 典型部件的有限元分析

選取疲勞設(shè)計計算中疲勞利用系數(shù)較大的主螺栓、頂蓋和入口接管三個部件作為在役RPV疲勞損傷的再評估對象，采用三維有限元模型，并結(jié)合實(shí)測運(yùn)行瞬態(tài)監(jiān)測的數(shù)據(jù)進(jìn)行應(yīng)力分析和疲勞評價，對RPV的整體疲勞損傷現(xiàn)狀做出評估，評價過程參考ASME B&P Code ⅢNB-3222.4 Analysis for Cyclic Operation 和NB-3232.3 Fatigue Analysis of Bolts進(jìn)行[1]。分析計算時采用的材料參數(shù)來自ASME B&P CodeⅡ[2]。

2.1載荷

為了更加準(zhǔn)確地評估RPV疲勞損傷狀態(tài)，先以瞬態(tài)記錄資料為基礎(chǔ)，統(tǒng)計了實(shí)際瞬態(tài)的類型和發(fā)生次數(shù)。在計算時，以相應(yīng)瞬態(tài)的實(shí)際運(yùn)行參數(shù)監(jiān)測數(shù)據(jù)為輸入，對設(shè)備零部件的應(yīng)力循環(huán)進(jìn)行分析評估；對于那些重復(fù)出現(xiàn)的瞬態(tài)，分析發(fā)現(xiàn)歷次瞬態(tài)參數(shù)曲線十分相似，所以，在其中選一組瞬態(tài)變化劇烈的典型曲線作為代表進(jìn)行計算。

為了計算各運(yùn)行循環(huán)的應(yīng)力循環(huán)，先根據(jù)實(shí)際運(yùn)行過程，將統(tǒng)計到的運(yùn)行瞬態(tài)組合成各種運(yùn)行循環(huán)，例如，換料至滿功率的運(yùn)行循環(huán)經(jīng)歷過程有：換料→升溫→熱備用→15%功率→100%功率→15%功率→熱備用→降溫→換料。

計算中考慮了螺栓的預(yù)緊載荷和管嘴的管端載荷。

2.2主螺栓和頂蓋模型

為了提高分析效率，在保證計算精度的同時，對主螺栓及頂蓋計算模型進(jìn)行了一些簡化處理，例如：由于結(jié)構(gòu)的對稱性，取1/2個主螺栓建立三維有限元模型進(jìn)行計算，實(shí)體模型和有限元網(wǎng)格分別如圖1所示。為了消除邊界效應(yīng)對密封面的影響，模型中將壓力容器筒體法蘭下部進(jìn)行了延伸；根據(jù)開孔結(jié)構(gòu)和當(dāng)量實(shí)體在同樣的載荷條件下其總體變形一致的原則，將頂蓋上的控制棒驅(qū)動機(jī)構(gòu)管座開孔區(qū)簡化為等效的無孔殼；試算表明，螺栓在預(yù)緊之后，RPV在運(yùn)行過程中，上下法蘭的“中島”和“外島”不會再分開，可以忽略其接觸效應(yīng)，而“內(nèi)島”上下法蘭面可能分開1（1注：所謂“中島”和“外島”分別指雙道“O”型密封環(huán)之外環(huán)和內(nèi)環(huán)間的上、下法蘭接觸面，外環(huán)以外的上、下法蘭接觸面。而“內(nèi)島”指內(nèi)環(huán)以內(nèi)的上、下法蘭接觸面。），應(yīng)考慮接觸效應(yīng)。上頂蓋封頭、筒體、兩法蘭、螺栓、螺母均采用SOLID45 單元，兩法蘭間的接觸采用面-面接觸單元TARGR170、CON TA174描述。螺栓預(yù)緊情況下的模擬采用螺栓預(yù)緊單元PRETS179。

圖1 螺栓和頂蓋實(shí)體模型Fig.1 Solid model of bolt and cover.

2.3入口接管模型

對于入口接管，由于管端載荷的不對稱性，需要建立接管全模型，如圖 所示。溫度場分析模型和應(yīng)力場分析模型的網(wǎng)格和節(jié)點(diǎn)相同，只是采用的單元不同。

圖2 接管實(shí)體模型及有限元網(wǎng)格Fig.2 Full-scale mock-up and FE mesh of nozzle.

2.4邊界條件

2.4.1 換熱邊界條件

由于冷卻劑的流量有實(shí)際監(jiān)測值，可以采用經(jīng)驗(yàn)公式估算部件表面的換熱系數(shù)。對于上封頭、法蘭和下筒體內(nèi)表面上的換熱邊界條件，均采用下面的試驗(yàn)關(guān)聯(lián)式計算其表面換熱系數(shù)：

式中：d1—管外徑；d2—管內(nèi)徑；de—套管環(huán)隙當(dāng)量直徑。de=d2-d1；μ—動力粘度。

進(jìn)入RPV的冷卻劑往上頂蓋空間內(nèi)有大約0.5%的漏流，流體沿頂蓋內(nèi)表面向上沖刷至頂蓋中心，然后往下流，與被堆芯加熱的流體混合后流出反應(yīng)堆。所以，壓力容器頂蓋、法蘭和筒體表面流體的溫度即為冷卻劑入口的溫度。

2.4.2 位移與力邊界條件

對于螺栓和頂蓋模型，在兩個周期對稱截面上施加對稱位移邊界條件，約束頂蓋中心線上的X方向位移，約束筒體截面上的Y方向位移。在筒體和頂蓋內(nèi)表面施加隨時間變化的壓力載荷。作為示例，圖3和圖4給出了啟、停堆時實(shí)際運(yùn)行瞬態(tài)的溫度和壓力變化曲線。

對于接管和筒體模型，在模型中筒體截面上施加對稱位移邊界條件，約束底封頭中心線X方向位移，約束接管上支座的Y向位移。在接管、筒體和下封頭內(nèi)表面施加隨時間變化的壓力載荷。在接管端面上施加隨時間變化的管端載荷。

另外，由于在筒體密封面上受到頂蓋法蘭的壓應(yīng)力，和螺栓的拉伸，所以需要將相應(yīng)瞬態(tài)的頂蓋和螺栓模型中法蘭密封面上壓應(yīng)力及螺栓拉伸載荷提取出來分別施加到筒體法蘭表面和螺栓孔臺階面上。

圖3 啟堆時壓力(a)和溫度(b)變化圖Fig.3 Pressure(a) and temperature(b) variable curves for reactor start-up. Refueling→Heat up at 55 oC/h→Hot zero power→Unit loading between 0% and 15%→15% full power→Unit loading at 5% of full power/min→Hot full power

圖4 停堆時壓力(a)和溫度(b)變化圖Fig.4 Pressure(a) and temperature(b) variable curves for reactor shut-down. Hot full powe→Unit unloading at 5% of full power/min →15% full power→Unit unloading between 15% and 0%→Hot zero power→Cool down at 55 oC/h→Refueling

3 計算結(jié)果與疲勞狀態(tài)評估

在疲勞評定時，首先選取部件設(shè)計計算中累計疲勞利用系數(shù)最大的位置進(jìn)行評定，而不再評定原設(shè)計計算中已經(jīng)評定且疲勞利用系數(shù)比較小的點(diǎn)。并補(bǔ)充評定了一些設(shè)計計算中沒有評定過的且可能存在較大疲勞利用系數(shù)的點(diǎn)。本文選擇的評定點(diǎn)位置如圖5、圖6和圖7所示。

計算疲勞利用系數(shù)時，先要找出運(yùn)行循環(huán)中所評定點(diǎn)的應(yīng)力強(qiáng)度極大值和極小值，對于螺栓，由于整體模型中沒有考慮螺紋之間的接觸效應(yīng)，而將螺栓看作光桿并與法蘭上的螺栓孔直接聯(lián)結(jié)，在有限元分析完成后在螺栓光桿上進(jìn)行應(yīng)力線性化處理，然后將三個方向的應(yīng)力乘以細(xì)化模型求得螺紋應(yīng)力集中系數(shù)，再以此為基礎(chǔ)進(jìn)行疲勞評定。作為示例，圖8列出了換料至滿功率運(yùn)行循環(huán)中螺栓截面上的薄膜加彎曲應(yīng)力強(qiáng)度變化曲線。

圖5 頂蓋中疲勞評定點(diǎn)Fig.5 Assessment locations in cover.

圖6 入口接管中疲勞評定點(diǎn)Fig.6 Assessment locations in inlet nozzle.

圖7 入口接管中疲勞評定點(diǎn)(堆焊層)Fig.7 Assessment locations in inlet.

圖8 螺栓中的薄膜加彎曲應(yīng)力在換料至滿功率的運(yùn)行循環(huán)中的變化曲線Fig.8 Variation curves of membrane plus bending stress intensity in the section of bolt in refueling to 100% full power operation cycle.

為了求螺栓中螺紋的應(yīng)力集中系數(shù)，曾建立螺栓的三維有限元模型進(jìn)行計算，如圖9所示，在螺紋表面建立接觸單元，在螺桿端部橫截面上施加拉伸+彎曲載荷，計算后得如圖10所示應(yīng)力分布圖。在螺紋連接的第一個螺紋齒根部應(yīng)力強(qiáng)度最大，分別求此處在X、Y和Z方向的應(yīng)力集中系數(shù)。

圖9 螺栓實(shí)體模型Fig.9 Solid model of bolt.

圖10 應(yīng)力強(qiáng)度分布圖Fig.10 Stress intensity distribution of bolt.

計算結(jié)果表明，主螺栓中存在明顯應(yīng)力集中的點(diǎn)位于螺紋連接的第一個螺紋齒根部，而頂蓋中應(yīng)力強(qiáng)度最大的部位在圖5中所示P1點(diǎn)，與設(shè)計階段所評定部位一致。

對圖中所有點(diǎn)進(jìn)行疲勞評價，結(jié)果表明，主螺栓上有比較大的累積疲勞利用系數(shù)。如果假設(shè)RPV以后的運(yùn)行瞬態(tài)與之前的瞬態(tài)類似，將利用系數(shù)線性外推到壽期末，其值與設(shè)計計算值之比為0.4967，可見，設(shè)計瞬態(tài)比實(shí)際運(yùn)行瞬態(tài)要保守。

4 結(jié)論

本文以某RPV的實(shí)際運(yùn)行瞬態(tài)參數(shù)為輸入，采用三維有限元模型對RPV典型部件進(jìn)行了瞬態(tài)分析和疲勞評定，從疲勞評定過程及計算結(jié)果可以看出：

(1) 本文以某RPV的實(shí)際運(yùn)行瞬態(tài)參數(shù)為輸入，采用三維有限元模型對RPV典型部件進(jìn)行了瞬態(tài)分析和疲勞評定，從疲勞評定過程及計算結(jié)果可以看出。

(2) 應(yīng)用ANSYS 軟件進(jìn)行有限元計算可以對螺栓聯(lián)接結(jié)構(gòu)進(jìn)行準(zhǔn)確的計算，計算中可以充分考慮螺栓的預(yù)緊、結(jié)構(gòu)的應(yīng)力集中和法蘭的接觸特性等特殊情況的影響，能比較真實(shí)地反映螺栓、法蘭的應(yīng)力變化和分布情況。

(3) 設(shè)計瞬態(tài)對部件的疲勞影響比實(shí)際運(yùn)行瞬態(tài)要大，設(shè)計瞬態(tài)是偏保守的。

另外，本文統(tǒng)計了電廠運(yùn)行以來的瞬態(tài)類型和發(fā)生次數(shù)，通過疲勞計算發(fā)現(xiàn)，“換料至滿功率的運(yùn)行”這種循環(huán)對部件疲勞損傷的貢獻(xiàn)最大，在運(yùn)行中應(yīng)盡量減少這種工況。由于已經(jīng)計算出了每種運(yùn)行循環(huán)下部件的疲勞損傷系數(shù)，在以后的疲勞評價中，只需統(tǒng)計電廠后續(xù)運(yùn)行瞬態(tài)類型和次數(shù)，即可快速計算出累積疲勞損傷系數(shù)，有利于老化管理工作中跟蹤設(shè)備的疲勞損傷狀態(tài)。

1 The American Society of Mechanical Engineers[S], Three Park Avenue, New York, ASME Boiler and Pressure Vessel Code section Ⅲ Division 1-subsection NB, class 1 components rules for construction of nuclear facility components, 2010

2 The American Society of Mechanical Engineers[S], Three Park Avenue, New York, ASME Boiler and Pressure Vessel Cod section II, Materials, 2010

Fatigue status assessment for reactor pressure vessel based on actual operational transient

ZHU Guangqiang LIAO Changbin DAI Bing GUI Chun
(China Nuclear Power Operation Technology Corporation, LTD, Wuhan 430223, China)

Background: Fatigue is an important ageing mechanism in RPV and it must be contained to ageing management working range. Purpose: In order to ensure the safety operation of nuclear power plants, as extension of RPV service time, it is necessary to assess the fatigue damage caused by actual operation transient. Methods: Based on monitoring data of actual operation during the past eleven years, refer to design transient, the statistic analysis for types and occurrence times of actual transient is carried out, at the same time, every transients are combined as different operation cycles and the temperature field and stress field of typical components are analyzed by FEM. Results: Based on these information, fatigue analysis and assessment are finished, if later-actual transients are similar with the previous transients, the calculation result shows that the ratio between maximum of cumulative usage factors and design calculation value is 0.4967 the design transients is conservative. Conclusions: Fatigue status of RPV could be assessed and traced quickly through fatigue status assessment method in this paper based on actual operational transient and assessment result would be a good reference for RPV aging management.

Reactor pressure vessel, Actual operational transient, Fatigue damage, Aging management

U467.4+97，O346.2+3，TQ317.6

10.11889/j.0253-3219.2013.hjs.36.040641

朱光強(qiáng)，男，1981年出生，2007年畢業(yè)于武漢工程大學(xué)，化工過程機(jī)械專業(yè)，工程師，碩士研究生，現(xiàn)從事核電廠老化管理、核設(shè)

備可靠性與壽命評定以及核設(shè)備設(shè)計等工作

2012-10-31，

2013-01-22

CLC U467.4+97, O346.2+3, TQ317.6