周 丹，莊東填

（東方電氣（廣州）重型機器有限公司設(shè)計部，廣東 廣州 511455）

CPR1000反應(yīng)堆壓力容器水壓試驗應(yīng)變測試及分析

周 丹，莊東填

（東方電氣（廣州）重型機器有限公司設(shè)計部，廣東 廣州 511455）

文章介紹了國產(chǎn)CPR1000反應(yīng)堆壓力容器的水壓試驗應(yīng)變測試，給出了具體的測試方案和手段，以及測點的應(yīng)力、應(yīng)變測試結(jié)果，同時采用有限元分析手段對設(shè)備本體進行了應(yīng)力分析，通過對比分析和實測數(shù)據(jù)，大部分測點均較為符合，表明了該應(yīng)變測試的可靠性，同時也驗證了設(shè)備具有較高的強度安全裕度，對后續(xù)反應(yīng)堆壓力容器的水壓試驗和強度分析有較好的參考價值。

應(yīng)變測試；水下應(yīng)變片；溫度補償

反應(yīng)堆壓力容器（RPV）是安置核反應(yīng)堆并承受其巨大運行壓力的密閉容器，是壓水堆核電廠中的關(guān)鍵設(shè)備之一，具有制造技術(shù)標準高、難度大和周期長等特點，而且是不可更換的設(shè)備。必須保證其在核電廠40年壽命期內(nèi)絕對安全可靠，在材質(zhì)要求、制造、檢驗及在役檢查等方面都提出了極為嚴格的要求。

設(shè)備整體水壓試驗的目的，是考核該設(shè)備各處承壓元件和焊縫的強度及各密封接口的嚴密性是否滿足設(shè)計要求。同時也可通過試驗時的變形和應(yīng)變測量掌握容器的整體剛度和強度。

文章將介紹國產(chǎn)CPR1000項目RPV的水壓應(yīng)變測試方法和測試結(jié)果，同時通過有限元分析手段驗證該應(yīng)變測試的可靠性。采用東京TML生產(chǎn)的AK膠泥完成第一道密封，再用VM膠帶在膠泥四周完成第二道密封，并注意保證水下導(dǎo)線焊點的防水密封性。

1.2 引線密封方式

1 應(yīng)變測試方案

1.1 測量儀器與應(yīng)變片防護

本次測試采用TS3890型分布式靜態(tài)電阻應(yīng)變儀，含60個應(yīng)變測試通道。由于水下應(yīng)變片處于高壓水環(huán)境，為了確保絕緣性要求需對應(yīng)變片進行防水密封處理，測試均采用日本東京測器公司TML的WFRA水下應(yīng)變片，其靈敏系數(shù)k取為2.12，應(yīng)變極限為3%，預(yù)埋密封引線長度為5 m。對內(nèi)壁應(yīng)變片

引線密封包括筒體引出線的密封和頂蓋引出線的密封，筒體引線接口設(shè)置在大接管密封筒體上，頂蓋引線則從CRDM管引出。

兩處出線孔位置均采用機械方式鎖緊密封，每芯導(dǎo)線一端穿過一特制密封接頭，另一端連接應(yīng)變片，密封接頭內(nèi)兩頭螺栓鎖緊，中間楔塊用樹脂膠修補缺口，如圖1所示。

該套引線密封頭經(jīng)過增容緩沖罐的水壓測試驗證，可在多種水壓工況下保證良好的密封性及絕緣性。

圖1 引線密封示意圖Fig.1 Sketch of leading wire seal

1.3 應(yīng)變片測點布置

應(yīng)變片測點布置的基本原則為：掌握設(shè)備本體在總體薄膜應(yīng)力區(qū)、局部不連續(xù)應(yīng)力區(qū)、關(guān)鍵焊縫區(qū)、應(yīng)力情況復(fù)雜區(qū)及高應(yīng)力集中區(qū)的應(yīng)力狀況。

根據(jù)設(shè)計人員經(jīng)驗判斷及有限元分析的應(yīng)力分布評估，RPV本體上共布置了15個測點，主要包括：頂蓋內(nèi)外壁薄膜區(qū)和CRDM管座焊縫區(qū)、進出口接管內(nèi)壁角隅高應(yīng)力區(qū)、接管筒節(jié)復(fù)雜應(yīng)力區(qū)、下底圓局部不連續(xù)區(qū)和薄膜區(qū)。

同時選擇了4根主螺栓在光桿處布置對稱測點，以掌握主螺栓拉伸預(yù)緊情況和水壓時的應(yīng)力狀況。

為考慮水壓試驗時溫度對應(yīng)變片的影響，在筒體內(nèi)部和外部分別設(shè)置了3個單軸應(yīng)變片作為溫度補償片。

1.4 試驗測試要求

水壓試驗使用的水為A級水，溫度為60 ℃左右，試驗壓力為22.9 MPa。試驗要求在17.23 MPa以下，升、降壓速度小于0.2 MPa/min，17.23 MPa以上升、降壓速度小于0.1 MPa/min，要求至少間隔1 MPa進行一次數(shù)據(jù)采集。

對于主螺栓，要求采集預(yù)緊前和各級預(yù)緊等級下的應(yīng)變數(shù)據(jù)。

2 應(yīng)變測試結(jié)果

整個水壓測試試驗時間約持續(xù)8 h，所有密封接頭在測試過程中均無泄漏發(fā)生，應(yīng)變片測試電阻和導(dǎo)線絕緣電阻也均正常，保證了整個水壓試驗和應(yīng)變測試的順利進行。

表1給出了在22.9 MPa壓力下本體關(guān)鍵測點的測試結(jié)果，圖2和圖3給出了24號主螺栓在預(yù)緊階段和水壓階段的應(yīng)力變化曲線。

由測試結(jié)果可以看到，在22.9 MPa壓力下，進出口接管內(nèi)壁軸向角隅處（11號測點）環(huán)向應(yīng)變達2 343 με，應(yīng)力達448 MPa，材料局部進入了屈服狀態(tài)，同時軸向發(fā)生了壓縮變形。除接管內(nèi)壁軸向角隅，其余測試部位的應(yīng)變均在彈性變形的范圍內(nèi)，相較而言過渡環(huán)內(nèi)壁過渡區(qū)（13號測點）的應(yīng)力較大，達252 MPa。除個別異常測點外，測點的應(yīng)力應(yīng)變隨壓力升降的走勢變化均較為合理。

表1 本體應(yīng)變測試結(jié)果Table 1 Strain measurement results of RPV

圖2 24號螺栓水壓過程應(yīng)力變化曲線Fig.2 Stress curve of bolt 24 during hydraulic test

對于主螺栓預(yù)緊狀態(tài)，螺栓在3級預(yù)緊階段呈均勻拉伸的狀態(tài)，應(yīng)變測試數(shù)據(jù)與記錄的預(yù)緊伸長量也非常符合。

3 強度分析

圖3 24號螺栓預(yù)緊過程應(yīng)力曲線Fig.3 Stress curve of bolt 24 during pre-tightening

對RPV本體進行了水壓工況下的有限元分析，可以看到，22.9 MPa壓力下高應(yīng)力區(qū)主要集中在進出口接管內(nèi)壁角隅、過渡環(huán)過渡區(qū)內(nèi)壁和頂蓋法蘭過渡區(qū)內(nèi)壁。表2給出了有限元分析結(jié)果和實測數(shù)據(jù)的比較，可以看到，對于總體薄膜區(qū)，如頂蓋/下底圓外壁和堆芯筒節(jié)外壁（測點3、12、15），分析和實測結(jié)果符合良好；對于頂蓋/下底圓內(nèi)壁（測點4、14），由于測點靠近管座焊縫區(qū)，而分析模型并未考慮管座，故實測結(jié)果比分析結(jié)果偏高；在過渡環(huán)內(nèi)壁（測點13），環(huán)向?qū)崪y數(shù)據(jù)比分析值高出很多，經(jīng)初步分析，認為是局部堆焊材料不均勻或堆焊殘余應(yīng)力的突然釋放所致；對于進出口接管角隅（測點8、11），分析結(jié)果和實測數(shù)據(jù)基本相符，偏差主要因為接管角隅處為三向復(fù)雜應(yīng)力狀態(tài)，且環(huán)向變形已進入塑性，所以分析結(jié)果應(yīng)較實測數(shù)據(jù)更為準確。

表2 分析和測試結(jié)果對比Table 2 Comparison of analytical and test results

總體的分析和實測結(jié)果表明，除接管角隅局部進入塑性狀態(tài)，其余部位的應(yīng)力均遠小于材料的屈服強度，設(shè)備本體有著較高的安全裕度。

4 結(jié)論

本次水壓試驗和應(yīng)變測試成功完成，證明了我國已具備成熟的測試設(shè)備和手段及相應(yīng)的密封結(jié)構(gòu)設(shè)計能力。

1）現(xiàn)場測試結(jié)果表明，采用的引線密封結(jié)構(gòu)保證了良好的密封性及絕緣性，較好地解決了水下應(yīng)變片的密封保護和引線密封問題。

2）除進出口接管內(nèi)壁軸向角隅處在22.9 MPa水壓下發(fā)生了局部塑性變形，其余部位均處于彈性狀態(tài)，且有較高的安全裕量。

3）實測應(yīng)力與有限元分析結(jié)果絕大多數(shù)測點符合得較好，相互驗證了應(yīng)變測試和有限元分析的準確性。

[1] RCC-M 壓水堆核電站核島機械設(shè)備設(shè)計與建造規(guī)則[S]，2000.（RCC-M Design and construction provisions for NI mechanical equipment of a PWR nuclear power plant[S], 2000.）

[2] 盧岳川. 秦山核電二期工程反應(yīng)堆壓力容器、穩(wěn)壓器出廠水壓試驗應(yīng)變測試[J]. 核動力工程，2003，（6）.（LU Yue-chuan. Strain test for RPV and pressurizer exwork water pressure test in Qinshan II[J]. Nuclear Power Engineering, 2003,（6）.）

Strain Measurement in and Analysis for Hydraulic Test of CPR1000 Reactor Pressure Vessel

ZHOU Dan, ZHUANG Dong-tian
（Dongfang Electrical (Guangzhou) Heavy Machinery Co., Ltd., Guangzhou of Guangdong Prov. 511455，China）

The strain measurement in hydraulic test of CPR1000 reactor pressure vessel performed in Dongfang Heavy Machinery Co., Ltd.is introduced. The detail test scheme and method was introduced and the measurement results of strain and stress was given. Meanwhile the fi nite element analysis was performed for the pressure vessel, which was generally matched with the measurement results. The reliability of strain measurement was verif i ed and the high strength margin of vessel was shown, which would give a good reference value for the follow-up hydraulic tests and strength analysis of reactor pressure vessel.

strain measurement；underwater strain gauges; temperature compensation

TL36Article character：A

1674-1617(2013)03-0226-04

TL36

A

1674-1617(2013)03-0226-04

2013-01-04

周 丹（1982—），女，廣東人，工程師，碩士，從事核島設(shè)備分析設(shè)計和性能研究工作。