CPR1000反应堆压力容器水压试验应变测试及分析

周 丹，庄东填

（东方电气（广州）重型机器有限公司设计部，广东 广州 511455）

CPR1000反应堆压力容器水压试验应变测试及分析

周 丹，庄东填

（东方电气（广州）重型机器有限公司设计部，广东 广州 511455）

文章介绍了国产CPR1000反应堆压力容器的水压试验应变测试，给出了具体的测试方案和手段，以及测点的应力、应变测试结果，同时采用有限元分析手段对设备本体进行了应力分析，通过对比分析和实测数据，大部分测点均较为符合，表明了该应变测试的可靠性，同时也验证了设备具有较高的强度安全裕度，对后续反应堆压力容器的水压试验和强度分析有较好的参考价值。

应变测试；水下应变片；温度补偿

反应堆压力容器（RPV）是安置核反应堆并承受其巨大运行压力的密闭容器，是压水堆核电厂中的关键设备之一，具有制造技术标准高、难度大和周期长等特点，而且是不可更换的设备。必须保证其在核电厂40年寿命期内绝对安全可靠，在材质要求、制造、检验及在役检查等方面都提出了极为严格的要求。

设备整体水压试验的目的，是考核该设备各处承压元件和焊缝的强度及各密封接口的严密性是否满足设计要求。同时也可通过试验时的变形和应变测量掌握容器的整体刚度和强度。

文章将介绍国产CPR1000项目RPV的水压应变测试方法和测试结果，同时通过有限元分析手段验证该应变测试的可靠性。采用东京TML生产的AK胶泥完成第一道密封，再用VM胶带在胶泥四周完成第二道密封，并注意保证水下导线焊点的防水密封性。

1.2 引线密封方式

1 应变测试方案

1.1 测量仪器与应变片防护

本次测试采用TS3890型分布式静态电阻应变仪，含60个应变测试通道。由于水下应变片处于高压水环境，为了确保绝缘性要求需对应变片进行防水密封处理，测试均采用日本东京测器公司TML的WFRA水下应变片，其灵敏系数k取为2.12，应变极限为3%，预埋密封引线长度为5 m。对内壁应变片

引线密封包括筒体引出线的密封和顶盖引出线的密封，筒体引线接口设置在大接管密封筒体上，顶盖引线则从CRDM管引出。

两处出线孔位置均采用机械方式锁紧密封，每芯导线一端穿过一特制密封接头，另一端连接应变片，密封接头内两头螺栓锁紧，中间楔块用树脂胶修补缺口，如图1所示。

该套引线密封头经过增容缓冲罐的水压测试验证，可在多种水压工况下保证良好的密封性及绝缘性。

图1 引线密封示意图Fig.1 Sketch of leading wire seal

1.3 应变片测点布置

应变片测点布置的基本原则为：掌握设备本体在总体薄膜应力区、局部不连续应力区、关键焊缝区、应力情况复杂区及高应力集中区的应力状况。

根据设计人员经验判断及有限元分析的应力分布评估，RPV本体上共布置了15个测点，主要包括：顶盖内外壁薄膜区和CRDM管座焊缝区、进出口接管内壁角隅高应力区、接管筒节复杂应力区、下底圆局部不连续区和薄膜区。

同时选择了4根主螺栓在光杆处布置对称测点，以掌握主螺栓拉伸预紧情况和水压时的应力状况。

为考虑水压试验时温度对应变片的影响，在筒体内部和外部分别设置了3个单轴应变片作为温度补偿片。

1.4 试验测试要求

水压试验使用的水为A级水，温度为60 ℃左右，试验压力为22.9 MPa。试验要求在17.23 MPa以下，升、降压速度小于0.2 MPa/min，17.23 MPa以上升、降压速度小于0.1 MPa/min，要求至少间隔1 MPa进行一次数据采集。

对于主螺栓，要求采集预紧前和各级预紧等级下的应变数据。

2 应变测试结果

整个水压测试试验时间约持续8 h，所有密封接头在测试过程中均无泄漏发生，应变片测试电阻和导线绝缘电阻也均正常，保证了整个水压试验和应变测试的顺利进行。

表1给出了在22.9 MPa压力下本体关键测点的测试结果，图2和图3给出了24号主螺栓在预紧阶段和水压阶段的应力变化曲线。

由测试结果可以看到，在22.9 MPa压力下，进出口接管内壁轴向角隅处（11号测点）环向应变达2 343 με，应力达448 MPa，材料局部进入了屈服状态，同时轴向发生了压缩变形。除接管内壁轴向角隅，其余测试部位的应变均在弹性变形的范围内，相较而言过渡环内壁过渡区（13号测点）的应力较大，达252 MPa。除个别异常测点外，测点的应力应变随压力升降的走势变化均较为合理。

表1 本体应变测试结果Table 1 Strain measurement results of RPV

图2 24号螺栓水压过程应力变化曲线Fig.2 Stress curve of bolt 24 during hydraulic test

对于主螺栓预紧状态，螺栓在3级预紧阶段呈均匀拉伸的状态，应变测试数据与记录的预紧伸长量也非常符合。

3 强度分析

图3 24号螺栓预紧过程应力曲线Fig.3 Stress curve of bolt 24 during pre-tightening

对RPV本体进行了水压工况下的有限元分析，可以看到，22.9 MPa压力下高应力区主要集中在进出口接管内壁角隅、过渡环过渡区内壁和顶盖法兰过渡区内壁。表2给出了有限元分析结果和实测数据的比较，可以看到，对于总体薄膜区，如顶盖/下底圆外壁和堆芯筒节外壁（测点3、12、15），分析和实测结果符合良好；对于顶盖/下底圆内壁（测点4、14），由于测点靠近管座焊缝区，而分析模型并未考虑管座，故实测结果比分析结果偏高；在过渡环内壁（测点13），环向实测数据比分析值高出很多，经初步分析，认为是局部堆焊材料不均匀或堆焊残余应力的突然释放所致；对于进出口接管角隅（测点8、11），分析结果和实测数据基本相符，偏差主要因为接管角隅处为三向复杂应力状态，且环向变形已进入塑性，所以分析结果应较实测数据更为准确。

表2 分析和测试结果对比Table 2 Comparison of analytical and test results

总体的分析和实测结果表明，除接管角隅局部进入塑性状态，其余部位的应力均远小于材料的屈服强度，设备本体有着较高的安全裕度。

4 结论

本次水压试验和应变测试成功完成，证明了我国已具备成熟的测试设备和手段及相应的密封结构设计能力。

1）现场测试结果表明，采用的引线密封结构保证了良好的密封性及绝缘性，较好地解决了水下应变片的密封保护和引线密封问题。

2）除进出口接管内壁轴向角隅处在22.9 MPa水压下发生了局部塑性变形，其余部位均处于弹性状态，且有较高的安全裕量。

3）实测应力与有限元分析结果绝大多数测点符合得较好，相互验证了应变测试和有限元分析的准确性。

[1] RCC-M 压水堆核电站核岛机械设备设计与建造规则[S]，2000.（RCC-M Design and construction provisions for NI mechanical equipment of a PWR nuclear power plant[S], 2000.）

[2] 卢岳川. 秦山核电二期工程反应堆压力容器、稳压器出厂水压试验应变测试[J]. 核动力工程，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，广东人，工程师，硕士，从事核岛设备分析设计和性能研究工作。