两环路核电厂试验支管振动疲劳研究

段永强，黄学孔，曾　畅，王　帅，蔡志云

（中国核动力研究设计院，四川　成都　610041）

两环路核电厂试验支管振动疲劳研究

段永强，黄学孔，曾畅，王帅，蔡志云

（中国核动力研究设计院，四川成都610041）

针对国内二代改进型的两环路核电厂试验用支管中存在的振动疲劳问题，文章提出了一种确定疲劳振动的测量和计算分析方法，并运用该方法对国内某两环路核电厂小支管进行了工况分析、振动测量和最大有效振动速度计算，同时采用结构力学有限元程序ANSYS软件对小支管的振动疲劳应力进行了分析。结果表明，该方法能够很好地诊断出小支管中存在的第一类敏感管和第二类敏感管，从而为判断在两环路核电厂试验中支管是否为敏感管提供了理论依据。

试验支管；ANSYS；振动疲劳

随着国内二代改进型核电站机组陆续投入运行，已发现核辅助系统（EAS、ASG等系统）个别小支管与主管连接的管座焊缝发生开裂，出现了输送介质泄漏的现象，对系统的基本功能和安全功能造成了一定影响。根据国内外核电站经验反馈，裂纹大多发生在外径2英寸及以下的小支管和主管之间的管座焊缝，裂纹产生的主要原因是支管靠近振动源（泵、调节阀、流量孔板等）以及支管设备采用不合理布置造成焊缝处应力集中出现疲劳失效，此类支管振动疲劳情况被归纳为敏感管问题，其中的小支管简称“敏感管”。

据统计，1970—1999年，全球核电厂共发生了54起导致管道破裂的事例。小支管因振动疲劳而导致裂纹往往会引发管内介质的泄露，同样也给核电站的安全带来了巨大的隐患。根据RCC-P规定，反应堆冷却剂系统上连接的一些辅助系统在规定工况有密封屏障作用，专设安全设施系统在事故工况下必须能保证反应堆堆芯的冷却，所以我国核安全法规规定了支管振动疲劳审查作为核电站定期安全审查的内容之一。但是由于引起小支管振动的原因非常复杂，使得这类问题的解决非常困难。目前，国际上还没有形成一套统一的分析方法和评定规范。因此寻求一种方法系统有效的解决核电站小支管中所存在的敏感管问题具有十分重要的意义。

在总结以往国内外核电站敏感管诊断经验的基础上，本文提出了一种小支管振动评估方法，并结合结构力学有限元程序ANSYS软件对小支管的振动疲劳应力进行了计算，并运用该方法对国内某电站小支管的振动疲劳进行评估分析。

1　支管振动疲劳评估方法

1.1支管振动疲劳分析范围及方法

支管振动疲劳分析的对象主要包括容易发生振动疲劳的核安全相关重要小支管。国内核电站一般根据自身运行经验和国内外其他同类电站经验反馈制定支管振动疲劳分析范围。一般国内二代改进型核电站支管振动疲劳分析包括的系统有：EAS（安全壳喷淋系统）、RIS（安全注入系统）、ASG（蒸汽发生器辅助给水系统）、RRA（余热排出系统）、RCV（化学和容积控制系统）、RRI（设备冷却水系统）、REA（反应堆硼和水的补给系统）、PTR（反应堆换料腔和乏燃料水池的冷却和水处理系统）。

1.2确定先天敏感管

先天敏感管主要包括与安全相关的外径不大于2英寸的小支管，裂纹主要是由于支管靠近振动源（泵、调节阀、流量孔板等）、支管支承不合理、焊缝处应力集中，最终疲劳失效而导致的。选择确定先天敏感的小支管，选择的基本原则包括：外径小于和等于2英寸的连接支管；与安全有关；靠近振动源；泵、调节阀、流量孔板等；与泵、热交换器和容器等设备直接相连的支管可不用考虑。一个典型的二代改进型核电站单个机组一般有350根左右先天敏感管。

1.3系统工况分析筛选与振动测量

在筛选出先天敏感管后，根据系统的运行情况、调试和定期试验测定值等经验反馈，与运行工况评价表相结合，得到系统最恶劣运行工况（振动最大），并根据电厂实际情况确定振动测量的运行工况。确定最恶劣工况的方法如下：

1）首先列出所研究系统的所有运行工况；

2）列出每种运行工况下的各种参数：

●泵所在主管的流体速度；

●投入运行的泵数量；

●泵的类型，离心泵或往复泵；

●调节阀开度；

●运行经验反馈。

3）建立系统运行工况评价表：建立系统运行工况评价表，并根据系统的运行情况和各种定期试验测定值等经验反馈，得到系统最恶劣运行工况并在该工况下测量小支管三个方向振动速度Vx，Vy，Vz；当小支管振动速度大于12 mm/s，应测量管座振动速度、振动加速度和振动频谱。

1.4敏感管计算分析

在分析评定中通常按结构形式将小支管分为两类：在支管上无支撑的直管为第1类小支管，其他结构形式的为第2类小支管。敏感管分析评定方法如下（见图1）：

1）若振动速度＜12 mm/s，则该支管不敏感。

2）若小支管振动速度≥12 mm/s，则支管为潜在的敏感管，并将其分为两类进行分析。第1类小支管为带有不平衡质量（阀门）的直管，第2类小支管为除第1类以外的支管。

3）计算支管允许的最大有效振动速度Vadm。

4）将所测量的小支管振动速度与Vadm进行比较。

图1　敏感管筛选流程Fig.1　The screening process for sensitive pipes

对于第1类小支管，如果Vx或（Vy或Vz）＜Vadm，则该支管为非敏感管；如果Vx（或Vy或Vz）≥Vadm，则该支管为敏感管。第1类小支管允许的最大有效振动速度Vadm。

对于第1类小支管，计算振动速度限值Vadm。

Vadm（RMS mm/s）计算公式：

式中：t——主管壁厚，mm；

R——主管的平均半径，R=（Dext-t）/2；

Dext——主管外径，mm；

b——管座外半径，包括焊缝，mm；

v——泊松系数，v=0.3；

E——杨氏弹性模量，MPa；

M——阀门质量，kg；

K——K=σadm/3.5KC；

KC——应力增强系数，取KC=2 MPa；

σadm——对应于1 011次循环的最大容许交变应力，对于不锈钢σadm=114 MPa；对于碳钢σadm=52 MPa。

对于第2类小支管，如果Vx（或Vy或Vz）＜Vadm，则该支管为非敏感管；如果Vx（或Vy或Vz）≥Vadm，计算管座焊缝应力σ。

对于第2类小支管，采用ASME OM3计算Vadm。

ASME OM3（2000）标准计算一个管道区段允许的最大振动速度峰值Vallow（单位in/s）公式如下：

式中：C1——补偿管道特征跨度上集中质量影响的修正系数；

C2——ASME锅炉和压力容器规范规定的二次应力指数；

K2——ASME锅炉和压力容器规范第Ⅲ篇规定的局部应力指数；

α——许用应力折减系数：对ASME锅炉和压力容器规范第Ⅲ篇图I-9.1包含的材料为1.3；或对ASME锅炉和压力容器规范第Ⅲ篇图I-9.2.1或图I-9.2.2包含的材料为1.0；

Se——0.8SA，SA是ASME锅炉和压力容器规范第Ⅲ篇图I-9.1在106循环次数时或图I-9.2在1 011循环次数时的交变应力。使用者必须考虑温度对弹性模量的影响；

C3——考虑管内介质和保温层质量的修正系数；

C4——与固定端不同的端条件和与直跨不同的结构形式的修正系数；

C5——考虑偏离共振的强迫振动的修正系数。

EDF对ASME OM3速度计算公式进行了简化处理，将ASME OM3的计算公式的英制单位换算为国际单位，并引入速度有效值的峰值因子C0=3.5，取α=1.0，C5=1.0。速度有效值Vadm（RMS mm/s）的计算公式为：

式中：C0——计算振动速度有效值的峰值因子，取C0=3.5；

C1——补偿可能存在集中质量（阀门等）对给定管道上影响的修正系数。C1随着集中质量与管道质量之比而变化（完整的管道质量应包括管道金属质量、流体质量和可能还存在的保温层材料），C1与集中质量与管道质量之比的关系曲线见ANSI/OM3（2000）；

C2K2——C2K2=2i，其中i是应力增强系数，具体见RCC-M C3600规定，从保守计算出发，取C2K2=3.6；

C3——考虑流体质量和保温层材料质量影响的修正系数：

其中，Wf、Wt、Wc分别是流体、管道（空的）和保温层材料各自单位长度的质量。

如果没有保温层材料，则根据管道的外直径Dext和壁厚t用下面公式计算：

式中：C4——考虑管道的几何形状和管道端部约束条件的修正系数，0.7＜C4＜1.3，一般情况下，取C4=0.7；

λ——将英制单位换算为国际单位的系数，λ=13.42（mm/s/MPa）。

如果Vx（或Vy或Vz）≥Vadm，对支管建立有限元计算分析模型，利用现场测试获得的小支管的振动加速度时程数据，转换成响应谱作为输入载荷，采用谱分析方法，进行小支管的振动疲劳应力计算，用计算得到的小支管管座焊缝处的应力进行疲劳评定。

2　案例分析

以国内某两环路核电厂支管振动疲劳进行的专题审查为例，介绍试验用支管振动疲劳分析的实际应用。该机组共有348根先天敏感管，在进行了工况分析、振动测量和最大有效振动速度Vadm计算后，得出了1类小支管敏感管共7根，见表1。

对于第2类需进行应力分析的小支管，以其中1根管的应力计算为例进行介绍。该管线为1/2″SCH10S、材料为Z2CN18-10的管线。1/2″小支管一端通过1/2″×3/4″异径接头和母管连接固定，在经过4个弯头后管线截止。1/2″管线上有质量为3.8 kg的手动截止阀。在管线经过手动截止阀后有一个固定支撑，在管线端部连接仪表。小支管设计压力0.2 MPa，设计温度50 ℃。106/1 011次循环对应的最大容许交变应力为114 MPa。

将现场振动测量采集到的加速度时程数据转化成响应谱。谱的方向定义：X表示主管道轴线方向，Y表示管座轴线方向，Z表示与XY平面垂直的方向，如图2～图8所示。

表1　第1类小支管敏感管清单Table 1　The list for the first type of small branch sensitive pipes

图2　X方向振动载荷Fig.2　Vibration loads in the X direction

图3　Y方向振动载荷Fig.3　Vibration loads in the Y direction

图4　Z方向振动载荷Fig.4　Vibration loads in the Z direction

图5　X方向振动响应谱Fig.5　Vibration respond spectrum in the X direction

图6　Y方向振动响应谱Fig.6　Vibration respond spectrum in the Y direction

图7　Z方向振动响应谱Fig.7　Vibration respond spectrum in the Z direction

图8　管线计算模型Fig.8　The pipeline calculating model

采用结构力学有限元程序ANSYS软件计算小支管的振动疲劳应力。该管线计算模型见图8。采用BLOCK LANCZOS法进行模态分析。在单个方向进行振动计算时，对计算模型分别输入该方向的振动响应谱，得到管座总的动力响应或交变应力幅值，即管座的振动疲劳应力。计算得出和主管连接的小支管管座处的应力强度为146 MPa，最大应力在小支管支承处，小支管的应力分布如图9所示。

图9　计算结果Fig.9　Calculation results

小支管和管座的连接采用插套焊。插套焊的应力增强系数i=1/2C2K2，根据RCC-M C3600规定及相关资料，取C2K2=3.6，所以应力增强系数i=1.8。在考虑应力增强系数以后，管座应力强度为262.8 MPa，超过了许用交变应力114 MPa，故该管为第2类敏感管。

最终审查结果表明该机组共有348根先天敏感管，共有7根第1类敏感管和19根第2类敏感管，敏感管集中分布在ASG、RRI、RIS和EAS系统。

3　结束语

支管振动疲劳分析的对象是容易发生振动疲劳的核安全相关重要小支管，这些小支管泄漏后会对系统的基本功能和安全功能造成一定影响。针对上述问题，本文提出了一种支管振动疲劳分析方法，并描述了该方法在国内某电站支管振动疲劳分析中的应用情况。从而为判断核电站小支管是否属于敏感管，以及评估小支管的振动疲劳寿命提供了理论依据。为了消除潜在隐患，核电站应对发现的敏感管采取措施进行改造，改造的方法有：现场消缺、改善主管机械性能、改善支管机械性能、振动去偶、取消敏感管、改变振动源等。

［1］ 刘文进，毛庆，曾忠秀. 大亚湾核电站小支管振动测量结果分析评定［J］. 核动力工程，2007，28（3）：87-89.（LIU Wen-jin，MAO Qing，ZENG Zhongxiu.Analysis and Evaluation for Little Branch of Daya Bay NuclearPowerStation Based on Vibration Test Result［J］. Nuclear Power Engineering，2007，28（3）：87-89.）

［2］ 谭璞，李剑波. 核电厂管道疲劳机理与防治［J］. 核安全，2011（4） ：23-28.（TAN Pu， LI Jianbo. Fatigue Mechanism and Prevention for the Pipeline in Nuclear Power Plant［J］. Nuclear Safety， 2011（4）：23-28.）

Vibration Fatigue Study of the Testing Branch Pipes in Two-Loop Nuclear Power Plants

DUAN Yong-qiang，HUANG Xue-kong，ZENG Chang，WANG Shuai，CAI Zhi-yun
（Nuclear Power Institute of China，Chengdu of Sichuan Prov. 610041，China）

As for the vibration fatigue problems existed in branch pipesused for test of domestic generation II+ two-loop nuclear power plant， a measurement and calculation analysis method for identifying fatigue vibration is proposed， which is applied to carry out condition analysis，vibration measurement and maximum effective vibration speed calculation for small branch pipes of a domestic two-loop nuclear power plant. At the same time， the structural mechanics finite element application program ANSYS is used to analyze the vibration fatigue stress of small branch pipes. The result shows that this method can diagnose the first type and the second type of sensitive pipes existed in small branch pipes. Thus， it can provide the theoreticalbasis for determining whether there are sensitive pipes in the branch pipes used for test of two-loop nuclear power plant.

test branchpipes；ANSYS；vibration fatigue

TL32Article character：AArticle ID：1674-1617（2015）03-0208-06

TL32

A

1674-1617（2015）03-0208-06

2015-02-10

段永强（1982—），男，成都人，工程师，本科，从事核岛系统设计、水化学设计工作。