劉 銳，孫樹海，劉宇生，吳彥農(nóng)

（生態(tài)環(huán)境部核與輻射安全中心，北京 100082）

為充分發(fā)揮核能的低碳優(yōu)勢，目前中、美、俄、法、阿、韓等國推出了70 多種小型模塊化反應堆設計方案，其中約一半為壓水堆。國際原子能機構（IAEA）定義的小型模塊化反應堆（SMR）單堆電功率低于300 MW［1］。小型模塊化壓水堆多采用一體化結(jié)構，相對于傳統(tǒng)大堆具有許多優(yōu)勢，例如較小的占地面積，能夠選址在大型核電站不可能的地點等，可作為單模塊或多模塊部署，滿足更廣泛用戶和靈活發(fā)電需求等。但一體化的結(jié)構導致小型模塊化壓水堆的布置、設計、尺寸或運行條件與傳統(tǒng)大堆相比存在顯著差異，堆內(nèi)流場和堆內(nèi)構件載荷發(fā)生了較大的變化，且在設計上普遍缺少有效的原型參考。

流致振動（FIV）是反應堆堆內(nèi)構件結(jié)構設計需要考慮的重要問題，不恰當?shù)脑O計可能使堆內(nèi)構件結(jié)構產(chǎn)生疲勞損傷或連接件發(fā)生松動或磨損，為核電廠的安全埋下隱患［2-3］。參考文獻［4］列舉了多起典型的流致振動失效案例，這些失效案例迫使電廠計劃外停堆或機組降功率運行，產(chǎn)生了較大的經(jīng)濟損失?！逗藙恿S設計安全規(guī)定》（HAF 102-2016）［5］對安全重要物項的設計評價提出了原則性要求。我國標準規(guī)范《壓水堆堆內(nèi)構件模型流致振動試驗》（EJ/T 1210-2006）［6］和《壓水堆核電廠堆內(nèi)構件模型流致振動試驗》（NB/T 20592-2021）［7］規(guī)定了壓水堆核電廠堆內(nèi)構件模型流致振動試驗的模型設計、試驗裝置、試驗方法、試驗結(jié)果分析等基本要求，適用于傳統(tǒng)壓水堆核電廠堆內(nèi)構件模型流致振動試驗，并不完全滿足于SMR 的特殊要求。

為有利于小型模塊化壓水堆堆內(nèi)構件綜合振動評價大綱的審評工作，明確小型模塊化壓水堆堆內(nèi)構件綜合振動評價的范圍和要求，本文研究了美國小型模塊化壓水堆堆內(nèi)構件流致振動評價方法，總結(jié)了第4 版R.G.1.20［8］針對小型模塊化反應堆增補的主要內(nèi)容，包括對綜合振動評價范圍的要求、對綜合振動評價潛在激勵機制的要求、控制棒驅(qū)動系統(tǒng)需要考慮的特殊要求和主泵需要考慮的特殊要求。通過典型小型模塊化壓水堆流致振動分析案例說明第4 版R.G.1.20 的重要意義。

1 流致振動監(jiān)管要求

為了保證小型模塊化壓水堆堆內(nèi)構件結(jié)構的完整性，設計單位需要開發(fā)針對SMR 的堆內(nèi)構件綜合振動評估大綱（CVAP）。第4 版R.G.1.20 規(guī)定的CVAP 由三個子方案組成。該方案包括：

（1）分析大綱

分析大綱采用理論分析方法來預測結(jié)構的固有頻率、模態(tài)振型和對各種流動激勵源的響應。

（2）測量大綱

測量大綱包括原型試驗，用于驗證分析程序的輸入、結(jié)果和安全邊界，如果發(fā)現(xiàn)分析程序和測量大綱之間存在差異，則進行調(diào)整。

（3）檢查大綱

檢查大綱包括在初始啟動試驗之前和之后對適用的結(jié)構進行檢查，以確認易受影響結(jié)構的振動行為是可接受的。

2 第4 版R.G.1.20 對SMR 的特殊要求

美國核管會管理導則R.G.1.20《預運行和首次啟動試驗堆內(nèi)構件綜合振動評估大綱》迄今已經(jīng)升級了5 個版本，最新的第4 版R.G.1.20（2017 版）與第3 版R.G.1.20 相比，擴展了沸水堆和壓水堆的堆內(nèi)構件流致振動（FIV）、聲共振（AR）、聲致振動（AIV）和機械誘發(fā)振動（MIV）相關的指南，并且首次增加了對SMR 堆內(nèi)構件的特殊關注。

2.1 對SMR 綜合振動評價范圍的增補

傳統(tǒng)大堆的反應堆堆內(nèi)構件一般包括壓力容器內(nèi)的堆芯支承結(jié)構和其他內(nèi)部結(jié)構，通常按照ASME 第Ⅲ卷NG 篇進行設計制造。小型模塊化壓水堆的堆內(nèi)構件與大堆有顯著差異，根據(jù)具體設計，可能還包括以下部件：

（1）反應堆冷卻劑泵；

（2）蒸汽發(fā)生器；

（3）穩(wěn)壓器；

（4）控制棒驅(qū)動機構；

（5）給水管線；

（6）其他結(jié)構（如NuScale 反應堆的立管）。

雖然這些部件不被歸類為傳統(tǒng)意義上的反應堆堆內(nèi)構件，但是因位于壓力容器內(nèi)，仍需按堆內(nèi)構件要求進行綜合振動評價。

2.2 對SMR 潛在激勵機制要求的增補

作為CVAP 的一部分，第4 版R.G.1.20 規(guī)定應分析可能影響小型模塊化壓水堆堆內(nèi)構件振動的潛在激勵機制，包括流致振動、聲共振、聲致振動和機械振動。

2.2.1 流致振動

振動機制包括湍流抖振、旋渦脫落和流體彈性不穩(wěn)定性。橫流引起結(jié)構的流致振動可以發(fā)生在垂直于流體流動方向或平行于流體流動方向上。到目前為止，由旋渦脫落和流體彈性不穩(wěn)定性引起的部件流致振動的預測分析和試驗主要集中在垂直于流體方向。然而，核電廠的經(jīng)驗表明，熱電偶套管失效是由于旋渦脫落引起的平行于流體方向的振動。因此，開發(fā)的綜合振動評價應包括由于流體彈性不穩(wěn)定性和渦流脫落可能產(chǎn)生的平行于流體方向的振動。雖然示例沒有特指小型模塊化壓水堆，但可作為指導在評價小型模塊化壓水堆堆內(nèi)構件潛在流致振動問題時考慮。

2.2.2 聲共振

聲共振在中空或空腔內(nèi)的單相環(huán)境中產(chǎn)生，通常需要滿足合適的幾何形狀。沸水堆的運行經(jīng)驗表明，主蒸汽管道支管末端的流激聲共振會產(chǎn)生中高頻壓力波動和振動，從而損壞蒸汽系統(tǒng)部件和其他反應堆堆內(nèi)構件。一些小型模塊化壓水堆的蒸汽發(fā)生器位于反應堆壓力容器內(nèi)部，與主蒸汽管線相連接，需要關注聲共振對蒸汽發(fā)生器及堆內(nèi)構件的影響。

2.2.3 聲致振動

反應堆冷卻劑泵由旋轉(zhuǎn)葉輪與畸變流相互作用產(chǎn)生，壓力脈動可激發(fā)壓力容器內(nèi)水的聲學模式，從而對反應堆堆內(nèi)構件造成顯著的聲學載荷。根據(jù)泵的數(shù)量和布置以及各自驅(qū)動頻率和產(chǎn)生的力函數(shù)之間的相對相位，局部壓力脈動可能達到單個泵的幾倍。一些小型模塊化壓水堆，因為泵與反應堆堆內(nèi)構件非常接近，主泵壓力脈動引起的聲致振動對反應堆堆內(nèi)構件的影響可能更強烈。

2.2.4 機械振動

反應堆冷卻劑泵在泵軸轉(zhuǎn)速、葉輪葉片通過頻率及其各種諧波下產(chǎn)生動力直接作用于流體，也作用于泵安裝結(jié)構，并可能傳輸至與給水和蒸汽管道相連的其他部件，或反應堆內(nèi)的其他部件。當泵直接安裝在反應堆容器上而不是通過外部管道連接到壓力容器時，機械振動會加劇。

2.3 對SMR 控制棒驅(qū)動系統(tǒng)的特殊要求

（1）一些小型模塊化壓水堆，控制棒驅(qū)動系統(tǒng)不是壓力邊界的一部分，因此審查范圍不同于傳統(tǒng)輕水反應堆。一些小型模塊化壓水堆控制棒驅(qū)動系統(tǒng)的所有部件（包括控制棒驅(qū)動機構）處在一回路冷卻劑流體激勵下，因此需要評估控制棒驅(qū)動系統(tǒng)所有部件的FIV、AR、AIV、MIV 和可能產(chǎn)生的松動。

（2）一些小型模塊化壓水堆將所有一回路主設備整合到單個模塊化系統(tǒng)中，因此可能會對控制棒驅(qū)動系統(tǒng)施加額外的動態(tài)激勵，需要在設計中充分考慮。

（3）在反應堆正常運行瞬態(tài)工況下，某些結(jié)構可能具有可變的或定義不明確的邊界條件，因此需要評估可變邊界條件的影響，證明足夠小到可忽略或在振動分析中進行考慮。例如，一些小型模塊化壓水堆的控制棒導向筒和控制棒是長梁結(jié)構，結(jié)構共振頻率隨控制棒的位置而變化，可能導致控制棒導向筒或控制棒的過度振動，干擾控制棒功能。因此，有必要評估不同的控制棒驅(qū)動機構/控制棒高度，以及包括反應堆所有的運行和瞬態(tài)工況。

2.4 對SMR 主泵的特殊要求

（1）主泵運行時，在一回路冷卻劑中產(chǎn)生的聲致振動（泵致脈動壓力）對堆內(nèi)構件產(chǎn)生的影響分析，需要主泵供應商提供主泵出口位置的脈動壓力作為該分析的輸入，通常需要通過實驗實測得到，在得到主泵出口位置的脈動壓力后，開展泵致脈動壓力影響分析。

（2）單個泵的聲學和力函數(shù)需要基于在泵試驗臺上進行的全尺寸試驗獲得的數(shù)據(jù)，如果無法獲得全尺寸試驗數(shù)據(jù)，也可以接受小尺寸泵的試驗，但需要證明縮比準則的合理性。

（3）所有同時運行的泵的組合力函數(shù)空間分布不僅取決于運行泵的數(shù)量和布置，還取決于單個泵力函數(shù)之間的相對相位。泵脈動的多個來源可能導致放大壓力脈動，在壓力脈動峰值，可能是單個泵的幾倍。需要評估一臺或多臺泵停止運行對反應堆堆內(nèi)構件施加的組合力函數(shù)的影響。

3 NuScale 小堆流致振動分析和審評實踐［9-10］

3.1 NuScale 的特點

美國小堆NuScale 為一體化設計，壓力容器內(nèi)包括了穩(wěn)定壓器和2 個螺旋管蒸汽發(fā)生器（HCSG）。NuScale 采用一次冷卻劑自然循環(huán)，沒有主泵，NuScale 的結(jié)構簡圖如圖1 所示。與典型壓水堆相比，NuScale 流速較低，降低了流體激勵力，100%功率時的平均流速（英尺/秒）比較見表1。

表1 NuScale 與典型壓水堆流速比較Table 1 Comparison of NuScale and typical pressurized water reactor flow rates

圖1 美國小堆NuScale 結(jié)構簡圖Fig.1 small reactors in the United States of NuScale

3.2 NuScale 綜合振動評價的范圍

NuScale 綜合振動評價大綱重點考慮了反應堆容器內(nèi)部構件、蒸汽發(fā)生器及一次和二次冷卻劑壓力邊界管道。

（1）參考美國機械工程師學會（ASME）鍋爐和壓力容器規(guī)范（BPVC）第Ⅲ卷第1 部分NG小節(jié)對反應堆堆芯支撐結(jié)構的定義，NuScale 反應堆容器內(nèi)部構件（RVI）包括蒸汽發(fā)生器（SG）傳熱管支架。

（2）SG 部件與RVI 和穩(wěn)壓器一起位于反應堆壓力容器（RPV）的流體內(nèi)，CVAP 的范圍包括蒸汽干燥器、蒸汽系統(tǒng)部件和SG 內(nèi)部部件。

（3）構成一次和二次冷卻劑壓力邊界的部件，按照第Ⅲ卷第1 部分NB 小節(jié)設計，但包含在CVAP 的范圍內(nèi)，因為它們暴露在一次和二次冷卻劑流中。

3.3 振動分析大綱

分析大綱從受FIV 現(xiàn)象影響的部件清單開始。NuScale 根據(jù)文獻［11-12］制定了每種FIV現(xiàn)象的篩選標準，見表2。

表2 NuScale 流致振動篩選標準Table 2 Flow induced vibration screening criteria of NuScale

對組成部分進行評估的有六種FIV 現(xiàn)象：

?流體彈性不穩(wěn)定性；

?渦流脫落；

?湍流抖振；

?聲共振；

?間隙流流動失穩(wěn)；

?顫振馳振。

與第4 版R.G.1.20 相比，NuScale 由于沒有反應堆冷卻劑泵，因此未考慮機械振動的影響，但額外增加了間隙流流動失穩(wěn)和顫振/馳振作為潛在的激勵機制。間隙流流動失穩(wěn)（LFI）通常與通道入口附近的突然間隙變化有關，從而導致壓降分布變化，該壓降分布也可以與結(jié)構運動進行耦合。SG 管入口限流器（SGIFR）通過單項效應試驗對LFI 進行評估。由于NuScale 堆內(nèi)構件大致具有圓柱形的幾何形狀，因此排除顫振馳振機理。

NuScale 且與現(xiàn)有的壓水堆和沸水堆設計相比一次側(cè)冷卻劑流速較低，因此NuScale 的自然循環(huán)設計本質(zhì)上不易受FIV 影響，許多部件都具有非常大的安全裕度，當安全裕度足夠大時（NuScale 確定為100%的安全裕度），就沒有必要通過試驗進行驗證。

3.4 振動測量大綱

NuScale 進行的試驗包括單項效應試驗和初始啟動試驗，試驗的結(jié)果用于驗證原型設計。單項效應試驗包括SGIFR 試驗（測試結(jié)果用于驗證LFI 的可接受性）和SG 流致振動試驗（用于驗證FEI、VS 和TB）。初始啟動試驗在燃料加載后的滿功率正常運行條件下進行，經(jīng)歷至少100 萬次的振動循環(huán)。初始啟動試驗包括對衰變熱排出系統(tǒng)（DHRS）蒸汽管道、主蒸汽隔離閥（MSIV）旁通管線和安全殼系統(tǒng)主蒸汽（CNTS MS）排水閥分支進行在線振動監(jiān)測，以確認AR分析結(jié)果。

與現(xiàn)有的壓水堆和沸水堆設計相比，由于一次冷卻劑流速較低，因此NuScale 的部件不太容易受到FIV 的影響，許多部件具有相似的幾何形狀（尺寸、形狀和支撐），并處在相似的流動條件下，這使得一個部件的試驗結(jié)果可以用于其他類似的部件。基于這些考慮，選擇具有最低安全裕度的部件用于試驗測量，以驗證FIV分析輸入和結(jié)果。僅對SG 傳熱管入口限流器和SG 管束進行了單項試驗，對主蒸汽管線分支連接進行初始啟動試驗。

3.5 檢查大綱

在初始啟動試驗之前和之后，檢查部件的機械磨損和振動引起的損傷跡象。所有在分析大綱中被評估的部件都要經(jīng)過檢查。對于通過試驗驗證的部件，檢查提供了對FIV 完整性的二次確認。

對認為易受FIV 影響的部件的代表性位置進行檢查，證明其性能是可以接受的。根據(jù)R.G.1.20 第2.3 節(jié)的指導，對所有主要承重部件、約束裝置、鎖定或螺栓連接功能以及接觸面進行檢查。還要檢查RPV 內(nèi)部可靠區(qū)域的松動部件。

按照ASME 第Ⅲ卷NG-5111 和NB-5111規(guī)定的準則和要求，并使用 ASME 第Ⅴ卷規(guī)定的方法，對NUSCAL 部件進行檢查。目視檢查采用ASME 第Ⅺ卷IWB-2500 表IWB-2500-1 B-N-1、B-N-2 和B-N-3 中定義的“VT-1”和“VT-3”方法。

3.6 其他技術報告

為了最終完成CVAP，NuScale 還編寫了兩份技術報告。第一份報告包含每個原型試驗的測量大綱細節(jié)，包括試驗運行條件、試驗持續(xù)時間、儀器類型和位置、適用的試驗保持點，以及考慮到偏差誤差和隨機不確定性的預期和允許實驗結(jié)果的測試前預測。第二份報告提供為支持測量大綱而完成試驗后的評估。在這份報告中，對預期和測量實驗結(jié)果之間的差異進行了處理，并確認所有結(jié)果都在分析預測的允許范圍內(nèi)。第二份報告記錄了檢查大綱的結(jié)果。

3.7 NRC 的審查意見

NRC 工作人員認為針對FIV 所評估的部件是合理的，而且基于低流量條件或堅固的結(jié)構設計，任何其他部件都不太可能受到FIV 的影響。

NRC 工作人員認為表2 中的NuScale 流致振動篩選標準是可以接受的，因為這些程序符合ASME BPVC 附錄N“動態(tài)分析方法”中的指導，也符合公開文獻。

與之前申請者提交綜合比例模型或全規(guī)模工廠試驗數(shù)據(jù)或兩者以證實其分析程序不同，NuScale 申請者只進行了最低限度的基準試驗，并更多地依靠篩選和分析結(jié)果來確定有可能因FIV 而損壞的RVI、管道和HCSG 部件，并確定需要進行后續(xù)驗證試驗的分析區(qū)域。

NuScale 沒有提交足夠的信息來排除二次冷卻劑密度波振蕩（DWO）不穩(wěn)定性的可能性，也沒有確定這些不穩(wěn)定性對HCSG 傳熱管的流動誘導載荷。由于DWO 不穩(wěn)定性而導致的高純鍺傳熱管和蒸汽發(fā)生器傳熱管入口限流器（SGIFR）結(jié)構完整性問題尚未經(jīng)過NRC 工作人員的審查，因此沒有得到解決。

4 結(jié)論

本文研究了第4 版R.G.1.20 對SMR 的特殊規(guī)定，調(diào)研了美國小堆NuScale 堆內(nèi)構件綜合振動評價的方法，得出如下結(jié)論：

（1）與傳統(tǒng)大型壓水堆相比，SMR 流致振動的范圍和要求發(fā)生了顯著的變化。第4 版R.G.1.20 可為小型模塊化壓水堆堆內(nèi)構件綜合振動評價提供指導。

（2）NuScale 額外增加了間隙流流動失穩(wěn)、顫振/馳振為潛在的激勵機制。這些機制并非NuScale 獨有，且在第4 版R.G.1.20 中并未提及，因此建議小堆的CVAP 特別關注間隙流流動失穩(wěn)、顫振/馳振的失效機理。

（3）由于通常小型模塊化壓水堆堆內(nèi)流速較低，流致振動易感性較低，部分小堆不需要完成堆外的比例模型試驗，但需提供足夠的細節(jié)，例如分析、測試、FIV 不確定性檢查等，保證小型模塊化壓水堆堆內(nèi)構件不發(fā)生流致振動導致的失效。

（4）直流蒸汽發(fā)生器二次冷卻劑密度波振蕩不穩(wěn)定性會導致傳熱管和SGIFR 結(jié)構完整性問題，我國具有直流蒸汽發(fā)生器的小堆審評需特別關注類似問題。