徐　宇，盛朝陽(yáng)，王　慶，凌禮恭

某核電廠管道振動(dòng)驗(yàn)收準(zhǔn)則的計(jì)算和超標(biāo)處理

徐宇，盛朝陽(yáng)*，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(dòng)卸壓系統(tǒng)（ADS）管道在熱試過(guò)程中發(fā)生了振動(dòng)超預(yù)期事件。為確定該管道振動(dòng)超標(biāo)的原因和處理措施，參考ASME核電廠運(yùn)行和維修標(biāo)準(zhǔn)及導(dǎo)則第3篇，通過(guò)計(jì)算確定了該管道的振動(dòng)驗(yàn)收準(zhǔn)則。通過(guò)比例模型試驗(yàn)確定了管道振動(dòng)超標(biāo)的根本原因，并給出了針對(duì)性的解決管道振動(dòng)超標(biāo)的措施，可以作為核電廠管道振動(dòng)超標(biāo)問(wèn)題處理的參考。

管道振動(dòng)；ASME核電廠運(yùn)行和維修標(biāo)準(zhǔn)及導(dǎo)則；核電廠標(biāo)準(zhǔn)審查大綱

鑒于核電廠中的管道會(huì)經(jīng)歷不同程度的振動(dòng)，管線若長(zhǎng)期受到振動(dòng)引起的交變應(yīng)力的作用，即使設(shè)計(jì)滿足其強(qiáng)度要求，也可能產(chǎn)生疲勞破壞[1-3]。因此，在設(shè)計(jì)和調(diào)試階段都必須關(guān)注管道的振動(dòng)效應(yīng)。當(dāng)管道振動(dòng)超出容許的極限時(shí)，需要采取糾正行動(dòng)將振動(dòng)減低到能接受的低水平。

某核電廠自動(dòng)泄壓系統(tǒng)（ADS）第4級(jí)管道連接在熱管段上，母管直徑為18英寸，然后分支為兩個(gè)14英寸的支管流道，每個(gè)分支流道設(shè)置了一臺(tái)電動(dòng)隔離閥和一臺(tái)爆破閥（見(jiàn)圖1）。

圖1　ADS第4級(jí)管線示意圖

該核電廠熱試期間，主泵升轉(zhuǎn)速至 100%后，現(xiàn)場(chǎng)巡檢人員發(fā)現(xiàn)ADS第4級(jí)B&D列管線振動(dòng)劇烈（其中D列排放管道末端的爆破閥最高振動(dòng)值為77.9 mm/s，遠(yuǎn)超一般工藝管道振動(dòng)速度的驗(yàn)收準(zhǔn)則12.7 mm/s[4]），且在采取調(diào)整管道支架拉桿長(zhǎng)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(dòng)超標(biāo)問(wèn)題。

1　管道振動(dòng)的行業(yè)規(guī)范和標(biāo)準(zhǔn)

針對(duì)管道的穩(wěn)態(tài)振動(dòng)，管道的布置和支承應(yīng)使振動(dòng)減到最小限度，設(shè)計(jì)師應(yīng)負(fù)責(zé)通過(guò)設(shè)計(jì)和通過(guò)對(duì)啟動(dòng)或初始運(yùn)行狀態(tài)的觀測(cè)，確保管道系統(tǒng)的振動(dòng)處在可接受的范圍內(nèi)；針對(duì)管道的瞬態(tài)振動(dòng)，在管道設(shè)計(jì)中應(yīng)考慮由外部載荷或內(nèi)部載荷引起的沖擊力。

美國(guó)機(jī)械工程師學(xué)會(huì)（ASME）頒布的《鍋爐及壓力容器規(guī)范》（以下簡(jiǎn)稱“ASME規(guī)范”）[5]第Ⅲ卷NB/NC/ND 3622.3以及ASME B31.1[6]（動(dòng)力管道）中都有關(guān)于管道振動(dòng)的相關(guān)要求。

此外，美國(guó)核管會(huì)（USNRC）管理導(dǎo)則1.68[7]，“水冷核電廠初始試驗(yàn)程序”和NUREG- 0800 核電廠安全分析報(bào)告標(biāo)準(zhǔn)審查大綱 3.9.2節(jié)[8]，“系統(tǒng)、部件和設(shè)備的動(dòng)力試驗(yàn)和分析”對(duì)核電廠的管道振動(dòng)做了進(jìn)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(dòng)試驗(yàn)。

SRP3.9.2介紹了針對(duì)管道系統(tǒng)、機(jī)械設(shè)備、反應(yīng)堆堆內(nèi)構(gòu)件及它們的支承件（包括導(dǎo)管和電纜托架，以及通風(fēng)管的支架）在振動(dòng)載荷下，包括因流體流動(dòng)（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(shè)地震事件產(chǎn)生的載荷下確保結(jié)構(gòu)和功能上的完整性所應(yīng)用的準(zhǔn)則、試驗(yàn)規(guī)程和動(dòng)力分析。遵守SRP本節(jié)第Ⅱ小節(jié)的具體準(zhǔn)則將為系統(tǒng)、部件及設(shè)備適當(dāng)?shù)膭?dòng)力試驗(yàn)和分析提供合理保證。在啟動(dòng)試驗(yàn)期間，應(yīng)進(jìn)行管道振動(dòng)、安全卸壓閥振動(dòng)、熱膨脹和動(dòng)態(tài)效應(yīng)等試驗(yàn)。需監(jiān)測(cè)的系統(tǒng)包括：

（1）所有ASME規(guī)范1級(jí)、2級(jí)、3級(jí)的系統(tǒng)；

（2）在抗震Ⅰ類[9]構(gòu)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(huì)使抗震Ⅰ類核電廠設(shè)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(dǎo)則1.68描述了適用于輕水冷卻核電廠初始試驗(yàn)程序的一般范圍和深度，其附錄A“初始試驗(yàn)程序”第1章“預(yù)運(yùn)行試驗(yàn)”與管道振動(dòng)試驗(yàn)有關(guān)。該試驗(yàn)應(yīng)該通過(guò)觀察和測(cè)量來(lái)驗(yàn)證管道和部件的位移、振動(dòng)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(dǎo)則對(duì)于管道振動(dòng)的要求，ASME出版了核電廠運(yùn)行和維修標(biāo)準(zhǔn)及導(dǎo)則（OM-S/G）（1995 版+1996 補(bǔ)遺）[4]第3篇“核電廠管系預(yù)運(yùn)行和初始啟動(dòng)時(shí)的振動(dòng)試驗(yàn)要求”（以下簡(jiǎn)稱“OM-3”）。OM-3提供了評(píng)估管道振動(dòng)嚴(yán)重程度的試驗(yàn)方法和驗(yàn)收準(zhǔn)則，推薦使用合適的儀器和測(cè)量技術(shù)進(jìn)行穩(wěn)態(tài)和瞬態(tài)振動(dòng)試驗(yàn)，給出糾正行動(dòng)的建議，并討論了潛在的振動(dòng)源。

2　管道振動(dòng)驗(yàn)收準(zhǔn)則的計(jì)算

鑒于電廠中的管道會(huì)經(jīng)歷不同程度的振動(dòng)，必須設(shè)定振動(dòng)的容許極限來(lái)確定具體的振動(dòng)管道是不是一個(gè)潛在問(wèn)題。當(dāng)評(píng)估振動(dòng)問(wèn)題時(shí)，要考慮不同的參數(shù)，包括管道應(yīng)力、疲勞極限、管道變形和管道系統(tǒng)部件的動(dòng)作等。例如，某種程度的管道振動(dòng)由于未造成管道自身的失效而可以接受，但由于嚴(yán)重到足以引起管道支撐或敏感設(shè)備（如高速旋轉(zhuǎn)的泵）的過(guò)早失效而不可接受。管道，尤其是大口徑管道的振動(dòng)能成為失效源，因此需要采取糾正行動(dòng)將振動(dòng)減低到能接受的低水平。對(duì)于新的設(shè)計(jì)申請(qǐng)，試驗(yàn)規(guī)程應(yīng)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(yàn)的要求”保持一致。

針對(duì)管道振動(dòng)監(jiān)測(cè)和試驗(yàn)，OM-3包括了目視檢查方法、鑒定管系的簡(jiǎn)化方法以及穩(wěn)態(tài)和瞬態(tài)振動(dòng)的精確驗(yàn)證方法，此外還有儀器和振動(dòng)測(cè)量要求、糾正行動(dòng)以及潛在的振動(dòng)源。

OM-3將管道振動(dòng)分為了穩(wěn)態(tài)振動(dòng)和瞬態(tài)振動(dòng)，對(duì)于每一種類型的振動(dòng)，管道系統(tǒng)又被分為三個(gè)振動(dòng)監(jiān)測(cè)組（VMG）中的一組。對(duì)于每一個(gè)VMG，OM-3規(guī)定了相應(yīng)的鑒定方法。

VMG-1涉及到精確確定振動(dòng)應(yīng)力的精密鑒定方法，此外還可能涉及分析和試驗(yàn)結(jié)果之間相關(guān)性的詳細(xì)分析，或者涉及到使用足夠多的應(yīng)變片來(lái)確定最大應(yīng)力值。

VMG-2是一種旨在保守評(píng)估管道振動(dòng)應(yīng)力的簡(jiǎn)化鑒定方法，該方法基于使用簡(jiǎn)化梁模型建立的管道振動(dòng)部分的模型，及根據(jù)位移或速度確定振動(dòng)限值。該方法適用于承受穩(wěn)態(tài)振動(dòng)且可接近管系各點(diǎn)進(jìn)行一系列振動(dòng)測(cè)量的系統(tǒng)。

VMG-3涉及到目視檢查。基于以往的運(yùn)行經(jīng)驗(yàn)和工程判斷，歸類為VMG-3的管系振動(dòng)是合格的。如需嚴(yán)格的定量評(píng)定，應(yīng)使用VMG-1和VMG-2中的方法。

在管系各點(diǎn)連續(xù)作速度測(cè)量以定出最大振動(dòng)速度點(diǎn)的位置，最終在該點(diǎn)測(cè)出最大速度max，滿足

上述公式中allow為許用速度峰值，表達(dá)式為：

式中1為補(bǔ)償管道特征跨度上集中質(zhì)量影響的修正系數(shù)（見(jiàn)圖2），如集中質(zhì)量小于直管、L型彎頭、U型彎頭、Z型彎頭跨段質(zhì)量的17倍，則對(duì)速度篩選可用保守值0.15；2為ASME第Ⅲ卷規(guī)定的二次應(yīng)力指數(shù)；3為考慮管內(nèi)介質(zhì)和保溫層質(zhì)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(jié)構(gòu)型式有關(guān)的修正系數(shù)；5為考慮偏離共振的強(qiáng)迫振動(dòng)修正系數(shù)；=1.34；el=0.8A，A為交變應(yīng)力；為許用應(yīng)力減弱系數(shù)；2為ASME第Ⅲ卷規(guī)定的局部應(yīng)力指數(shù)。

圖2　修正系數(shù)C1

如果把相關(guān)修正系數(shù)的保守值組合起來(lái)，得到的準(zhǔn)則表示任何形式管道的安全振動(dòng)水平。用此準(zhǔn)則校核管系，振動(dòng)速度小于初選值的管道不再要求進(jìn)一步分析。振動(dòng)速度大于初選值的管道不一定有過(guò)大的應(yīng)力，但需作進(jìn)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(guò)程可以看出，管系振動(dòng)速度限值取決于許多材料及幾何條件的多個(gè)變量組合。處理這個(gè)復(fù)雜問(wèn)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(cè)量值能按特征跨計(jì)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(duì)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(gè)支撐為界將B列共計(jì)分為5個(gè)管跨分別計(jì)算其振動(dòng)驗(yàn)收準(zhǔn)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(méi)有集中質(zhì)量；由于電動(dòng)隔離閥的質(zhì)量遠(yuǎn)小于其與爆破閥質(zhì)量之和，故RCS-PH-11R0107至RCS-PH-11R0387的計(jì)算結(jié)果可以被RCS-PH-11R0107至爆破閥包絡(luò)。因此，只分別計(jì)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(dòng)驗(yàn)收準(zhǔn)則是保守的。

針對(duì)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(gè)支撐為界將D列共計(jì)分為5個(gè)管跨分別計(jì)算其振動(dòng)驗(yàn)收準(zhǔn)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(méi)有集中質(zhì)量；主管道三通至RCS-PH-11R0386的計(jì)算結(jié)果可以被主管道三通至RCS-PH-11R0393管跨包絡(luò)，故只分別計(jì)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(dòng)驗(yàn)收準(zhǔn)則是保守的。

綜上計(jì)算，ADS-4管道B列和D列振動(dòng)許用速度限值匯總?cè)绫?所示。因此，ADS-4管道B列和D列振動(dòng)許用速度限值取RCS-PH- 11R0107至爆破閥管跨的計(jì)算結(jié)果，為45.01 mm/s。

表1　ADS-4管道B&D列振動(dòng)許用速度限值匯總表

4　解決方案

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

通常，引起管道振動(dòng)的原因主要有：

（1）機(jī)械系統(tǒng)的動(dòng)力平衡性；

（2）管道內(nèi)部流體流動(dòng)狀況；

（3）管道流體的脈動(dòng)壓力[10, 11]。

針對(duì)本案例，開(kāi)展了多工況下的1/4比例模型試驗(yàn)，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(yīng)與電廠實(shí)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(shí)際值一致。最終通過(guò)試驗(yàn)證實(shí)振動(dòng)超標(biāo)是由聲共振引起的。具體原因?yàn)锳DS-4與主回路連接三通處漩渦脫落產(chǎn)生流體激勵(lì)（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(dòng)頻率與管線結(jié)構(gòu)頻率重合，最終導(dǎo)致了激發(fā)管道振動(dòng)（見(jiàn)圖4）。

針對(duì)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(zhǎng)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(gè)方面：

（1）振源?？梢苑謩e從降低振幅和改變激勵(lì)頻率兩方面采取應(yīng)對(duì)措施，如增加三通前/后端倒角和設(shè)置導(dǎo)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(zhǎng)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(yīng)對(duì)措施，如增加剛性支撐[12, 13]、修改支撐為彈性支撐、對(duì)管道增加配重和增加吸振裝置[14, 15]等。

本案例中最終通過(guò)采取三通后緣打磨（見(jiàn)圖5），以及增加拉桿支撐的措施，解決了管道振動(dòng)超標(biāo)問(wèn)題。證實(shí)了上述分析過(guò)程和應(yīng)對(duì)措施的適當(dāng)性。

圖5　打磨倒角示意圖

5　結(jié)論

針對(duì)核電廠中管道振動(dòng)超出容許極限，本文選取實(shí)際發(fā)生的典型案例，計(jì)算得到了管道振動(dòng)的許用速度峰值，并在振動(dòng)機(jī)理分析的基礎(chǔ)上歸納總結(jié)出不同的處理方案，可以作為核電廠管道振動(dòng)超標(biāo)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(jí)工程師，碩士，現(xiàn)從事核安全設(shè)備方面研究

盛朝陽(yáng)，E-mail：sheng_nsc@163.com