压水堆核电厂常规岛管道振动分析及处理

胡 娜

（国核电力规划设计研究院有限公司，北京 100095）

压水堆核电厂常规岛管道振动分析及处理

胡 娜

（国核电力规划设计研究院有限公司，北京 100095）

本文首先分析压水堆核电厂管道振动原因，然后探讨测量管道振动应遵守的规程规范，最后根据相关原因，分别针对因管系过柔、水锤汽锤、逻辑设置、节流件选型、偏离额定工况等造成的振动给出处理建议。关键词：压水堆核电厂；常规岛；管道；振动

压水堆核电厂核岛管道均采用抗震设计，多采用支架和限位，而常规岛管道为非抗震类管道，采用的吊架较多。对于高温管道，为了不限制管道的热位移，会设置多处弹簧吊架。这对管道自身热膨胀是有利的，但会降低管系的刚度，造成管道在介质工况变化时管系振动。国内外均出现过多起因管道振动开裂导致的介质泄漏事件，严重影响系统功能和人员安全。本文分析压水堆常规岛管道振动的原因，并给出振动测量和评价方法，对不合格管道提出处理方法。

1 压水堆核电厂管道振动原因分析

引起压水堆常规岛管道振动的原因大致有以下几点。

①管道本身的柔性设计以及管道布置造成支架难以设置。采用吊架、弹簧等支撑方式导致管道刚性不足，管内介质稍有扰动便会产生振动［1］。

②启停堆、启停泵过程中会产生水锤、汽锤现象。压水堆核电厂的蒸汽介质多为饱和蒸汽，在管道变向、管径缩放时极易产生流体状态不稳定的情形，从而引发管道振动。

③阀门调节功能、联锁逻辑设置问题。机组运行过程中若阀门联锁逻辑不合理，造成阀门反复启闭，调阀反应过于敏感，也会导致介质流量的剧烈变化，引起管道振动。

④节流件选型不合理。调阀、孔板等节流件若选型不当，可能造成下游区域绝对压力低于该温度下流体的饱和蒸汽压力，造成水汽化，产生气液两相流。

⑤调试期间的振动。实际管道及管件的选择均基于正常运行工况，而各种调试工况下，存在介质流量大于正常运行工况的情况，流量严重超过设计流量，造成管道振动。

2 管道振动测量应遵守的规程规范

对于常规岛管道的振动测量，一般遵循如表1所示的评定标准。

表1中，允许峰值速度的计算公式如式（1）所示，式中各系数选取详见DL/T 1103-2009《核电站管道振动测试与评估》［2］中附录C.2。

表1 碳钢管道系统的评定

根据表1，若实测值在计算允许峰值速度之内，需定期对管道振动进行跟踪，测查振动是否恶化，大修期间检查支吊架牢固情况及振动管道是否有裂纹、壁厚是否减薄。若实测值高于计算允许峰值速度，建议进行应力分析，并对管道进行处理。

3 管道振动的针对性处理方法

3.1 对管系过柔的处理

由管系过柔造成的振动，可考虑采用加固或增设临时管道支吊架的方式，增强管系的刚性。此类管道的振动特点是：一般为低频振动，甚至为速度很慢、幅度较大的晃动。通过增强支承件的刚性（如选用耐受荷载更大的支吊架管部和根部）、缩短支吊架间距、增设支架、减少吊架的使用，设计院应计算好支吊架间距、支吊架选型。在规划管道走向时，应使其尽量靠近梁/柱，以最大程度避免由于管系过柔造成的振动。

3.2 对水锤、汽锤的处理

水锤、汽锤现象是常规电厂包括压水堆核电厂经常遇到的问题。剧烈的水锤及汽锤的强大冲击力，会加大管道受力而使其变形，严重时会造成管道及支吊架的破坏甚至断裂。此类振动特点为管系突然剧烈晃动，并伴有较大噪音。处理此类振动可以参照以下做法。

3.2.1 进行水锤力计算、管道应力分析。在管道应力超标处附近，增设限位装置，限制关键部位的振幅，减轻损坏程度。对于这类限位装置，需要通过计算留有合理的间距，结构荷载要留有足够的余量，后增设限位装置处不推荐采用膨胀螺栓、化学锚栓等，可选择机械强度大、不易因振动松脱的重型机械锚栓。

3.2.2 增设液压阻尼器。借助特殊阀门控制液压活塞移动，抑制管道或设备由于受周期性或冲击性荷载的影响而产生的振动。液压阻尼器主要用于防止管道或设备因地震力、液力、汽力冲击和风载所造成的破坏。液压阻尼器对热胀冷缩几乎没有限制作用，因此对管道的既有的支吊架设置不会产生影响。

3.2.3 通过合理的逻辑设置、完善的系统运行规程，从源头上消除可能发生的水锤和汽锤。此种工况应结合实际情况进行实际分析，从机理上去除水锤和汽锤发生的可能性。如针对SG排污已冷却排污流形成局部真空，再次热态排污带来的水锤，可通过注水形成下游水实体，或将运行规程中快开上游阀门改为缓慢打开，也可在上游阀门设置小旁路阀，先开小旁路阀平衡前后压力，再开主阀门，以有效避免水锤现象的发生。

3.3 阀门反复动作引起的振动

常规岛运行和调试期间，由于关断阀开关逻辑、调节阀调节逻辑设置不合理，会导致关断阀频繁启闭，调节阀反复调节，造成管内介质流量变化剧烈，引起管道振动。对于此类振动，建议做好调阀的选型，避免选用过大的调阀。同时，通过完善控制逻辑，如对液位、流量信等进行滤波平滑处理，或对触发信号进行延时处理，信号累计到一定时再触发相应阀门及泵的动作，避免虚假信号。

3.4 节流件选型不当造成的振动处理

节流件选型不当，会造成经过节流件下游压力降低，容易产生气液两相流。此时，在系统初期设计时应注意，对于经过节流孔板或调阀后，容易产生气液两相流的管道，如给水长循环、加热器危急疏水等，尽量将节流件布置在凝汽器附近，安装节流件后的管道应短且直。此外，可以考虑细化选型，选用两级孔板或多级孔板，改善单级孔板前后压降过大造成的汽蚀现象。

3.5 流量与设计流量偏差大带来的振动

调试期间，机组运行工况与正常运行时工况偏差较大。如某核电机组热试期间，非核蒸汽由旁排引入凝汽器，凝汽器水幕喷水阀门开启。而此时，凝结水用户较少，此时水幕喷水阀门流量远超设计流量。造成水幕喷水调阀后管道严重振动，最大振速达到140mm/s，多处支吊架振动松脱。此时，不能通过增强支吊架刚度、阻尼等来解决问题，而应结合实际工况进行分析。

4 结论

本文分析了因管系过柔、水锤汽锤、逻辑联锁、节流件选型不当、共振和调试期间流量偏离正常工况等原因引起的管道振动，并深入分析了振动机理，给出振动测量评价标准，对振动超标的情况，提供增设支架、减少吊架、设置限位、增加阻尼器、优化运行规程、合理设置逻辑、增设多级孔板、设置阀门物理开限位等解决方案。

［1］李岗，梁兵兵，殷海峰.核电厂常规岛工艺管道振动改善研究［J］.核动力工程，2012（6）：93-95.

［2］张欣杰.气液两相流管道振动机理研究［D］.青岛：中国石油大学（华东），2009.

Vibration Analysis and Treatment of Pressurized Water Reactor Conventional Island Pipeline

Hu Na
（State Nuclear Electric Power Planning Design&Research Institute Co.,Ltd.，Beijing 100095）

This paper first analyzed the vibration causes of PWR nuclear power plant pipeline,then dis⁃cussed the rules and norms should abide by the measurement of pipeline vibration,according to the relat⁃ed reasons,respectively due to pipe vibration,soft water hammer hammer gived treatment recommendations and logic setting,throttle selection,departure from the rated condition caused by.

pressurized water reactor；conventional island；pipe；vibration

TK284.1

A

1003-5168（2017）12-0118-02

2017-11-01

胡娜（1984-），女，硕士，工程师，研究方向：压水堆核电厂常规岛系统。