秦山一期核电厂蒸汽发生器传热管堵头应力松弛分析

张凯

【摘 要】本文件是利用ANSYS软件的非线性接触分析来模拟秦山核电站蒸汽发生器传热管堵头与传热管的滚胀过程以及经历的各种水压试验和热疲劳试验工况。对堵头模型利用接触分析计算出的堵头与管壁之间接触并发生塑性变形之后沿长度方向的平均接触应力和最大接触应力以及经历各种试验工况后的應力松弛情况，然后与临界接触应力进行比较，判断堵头是否会有泄漏的危险。

【关键词】蒸汽发生器；滚胀式堵头；应力松弛；临界接触应力

中图法分类号：TL351 文献标识码： A 文章编号： 2095-2457（2018）11-0035-002

DOI：10.19694/j.cnki.issn2095-2457.2018.11.013

【Abstract】this file is a nonlinear contact analysis using ANSYS software to simulate the qinshan nuclear power plant steam generator the pipe plug with the pipe roll expansion process and experience of all kinds of working condition of water pressure test and thermal fatigue test. The plug model using the contact analysis to calculate the contact between the plug and tube wall and after plastic deformation along the length direction of the average contact stress and the maximum contact stress as well as the stress relaxation of the after all kinds of test conditions， and then compared with the critical contact stress， will judge whether the plug is in danger of leakage.

【Key words】Steam generator； Rolling plug； Stress relaxation； Critical contact stress

0 引言

核电站蒸汽发生器（以下简称SG）的国内外运行经验表明，在压水堆核电站正常运行过程中，传热管的破损在核电厂的运行寿期内是不可能完全杜绝的。因此，在定期对传热管的完整性进行检查的基础上，有必要对已破损的传热管进行快速而可靠的堵管操作，以保证SG安全、可靠地运行。目前，国际上采用最多的堵管手段是在SG管板安装机械可拆卸式堵头，将管子两端密封住，使破损的管子不再发挥作用，从而不影响SG的完整性和安全可靠性。这就有必要对堵头胀管之后经历水压试验和热疲劳试验后的剩余接触应力的大小和分布进行分析计算，以判断堵头是否能够满足密封要求。

1 分析对象

本文的分析对象是秦山核电公司从德国ABB公司购买的机械可拆卸式堵头，为滚胀式膨胀堵头，材料为Inconel800。这种堵头上端采用插入锥体式设计，下端采用头套管原理设计，堵头具体结构如图1所示。

检修人员利用从德国ABB公司引进的手动堵管系统，通过滚胀工具轴向的进给和径向的旋转，使该机械可拆卸式堵头扩张变形，紧紧压在传热管内壁上，起到密封和承压的作用。

2 堵头的有限元分析模型

本分析采用的软件是ANSYS 6.0版有限元分析程序，由于堵头本身结构是旋转对称的，所以取其二维平面模型进行分析，采用二维平面单元PLAN 42对模型进行单元划分。由于此分析还涉及单元之间的接触，因此我们采用ANSYS 6.0单元库中接触分析专用的目标单元TARGE169 、接触单元CONTA171，在管子与管板之间、堵头与管子之间生成接触对。

秦山核电站SG传热管滚胀式堵头按照其尺寸建模并划分单元后如图2所示。

在参与试验的几个试验件中，选取了14号、28号、41号三个不同尺寸的堵头分别建立有限元分析模型。建立有限元模型时，根据分析经验和工程实际采用了以下的假设和简化处理：

（1）管子和堵头按工艺是用滚子滚胀的，但如果按滚胀实际过程进行分析，接触过程过于复杂，为了分析的可行，采取了类似液压均匀胀管将位移载荷直接加在堵头内壁进行胀接模拟。

（2）管子与管板之间的焊接处本分析用该处两个节点的位移耦合来模拟，实际上是对焊接处进行了简化处理。

（3）热疲劳循环试验加压循环次数为3000次，但实际在12.5MPa和17.2 MPa两个压力循环加载了3次之后就发现计算出的接触应力趋于不再变化，因此实际计算时压力加载循环次数取3次即可。

3 对堵头模型施加的载荷

3.1 管板胀管过程位移载荷

接触分析是根据真实的胀管过程进行模拟的，先将管子胀接在管孔内壁，这一步是通过在管子内壁加位移载荷实现，用接触单元计算出接触应力。然后将管子内壁位移载荷撤去，使其回弹，由于管板大部分处于弹性，而管壁大部分进入塑性，因此不能完全恢复形变，这样管孔因弹性变形回弹后就和由于产生塑性变形而无法完全回弹的管子外壁紧紧地接触在一起。

3.2 胀接堵头的位移载荷

堵头是在胀完管子之后胀接的，堵头的胀接也是用位移载荷加载模拟的，位移载荷步每次位移不能太大，特别是从不接触状态进入接触状态和由弹性状态进入塑性状态时，否则计算不容易收敛。最后将堵头内壁位移载荷撤去，计算出这时堵头与管子内壁之间的剩余接触应力。

3.3 水压试验和热疲劳循环的压力载荷

堵头试验件的实际水压试验是在室温下从试验体的二次侧打水压，14#、28#、41#号三个堵头的水压试验压力分别为35.2 MPa/30min、35.4MPa/30min、34.8MPa/30min，打水压后三个堵头均无泄漏。

堵头的实际热疲劳试验的水压试验温度为320～338℃，压力循环范围为12.5MPa-17.2 MPa，循环周期为4秒，循环次数取3次（实际试验是3000次，由于接触应力加载3次以后趋于稳定，所以计算已经做了简化），三个堵头热疲劳试验之后再经过22 MPa/30min水压试验结果显示均无泄漏。

在堵头分析模型加载时是采取在二次侧加水压试验压力的压力载荷和循环压力载荷，得出3次加、卸载之后堵头与管子内壁之间的平均接触应力和最大接触应力。同时将水压打到32Mpa时泄漏的14号堵头的平均接触应力和最大接触应力计算出来，确定堵头的临界接触应力，作为密封可靠性的评定标准。

4 接触应力计算结果

4.1 堵头胀管之后的接触应力

图3是14#堵头管子和堵头滚胀好以后，堵头外壁与管内壁之间堵头接触应力沿胀管长度上的分布。.

从图3可以直观地看到接触应力在堵头18mm的胀管长度范围内的接触应力分布还是比较均匀的。图上端部两个应力峰值的产生是由于滚子的两个端部的应力集中造成的，我们关心的是胀管长度内的平均接触应力和最大接触应力的大小，计算得出堵头沿胀管长度内的平均接触应力为91.53Mpa，最大接触应力为666.56Mpa。

4.2 14# 堵头经历水压实验、压力循环波动后的接触应力

图4为14#堵头经历各种试验载荷循环后，堵头沿胀管长度上的平均接触应力随加载、卸载的时间变化历程，我们可以明显看出第5秒以后接触应力值就趋于稳定不再变化，所以我们将热疲劳的循环压力载荷的加、卸载由3000次简化为3次是合理的，3次压力载荷循环以后堵头沿胀管长度内的平均接触应力为78.64Mpa、最大接触应力为611.38Mpa。

5 计算结果分析评定

判断三个堵头经过各种循环之后是否泄漏，主要是比较三个堵头的平均接触应力和最大接触应力是否大于产生泄露时的临界接触应力，如果大于临界接触应力就不会泄露，反之则会产生泄露。

经过功能验证试验后，14#堵头在经历了载荷循环之后进行水压试验，压力在18Mpa（这个压力接近秦山电站的设计压力17.2Mpa）时未泄漏，继续升压至32Mpa时发生泄漏。根据计算得出14#堵头在32Mpa的水压试验压力下，泄露临界状态时接触面的平均接触应力和最大接触应力分别为51.83Mpa和390.98Mpa。

实际上，秦山核电站的实际设计压力为17.2Mpa，运行压力为15.5Mpa，设计和运行压力下的临界接触应力压远远小于32Mpa试验压力下的临界接触应力。而我们评定是否泄漏用的是32Mpa下的临界接触应力，这样做会使计算评定更偏于保守。所以，尽管28#堵头在热疲劳试验之后在二次侧打32Mpa水压时的接触应力（47.1Mpa）小于临界接触应力，但28#堵头在设计和运行压力下泄漏的可能性并不大。

但在实际实验中28号堵头在循环压力载荷达到17.2Mpa时（这个压力很接近设计压力），上端的接触面有脱开的现象，这对于堵头的密封来说是很不利的。因为只要接触面有一点脱开，介质就会渗透进来，这部分密封面就会承受很大的工作压力，而这个垂直于接触面的压力又促使接触面更多的脱开。

所以，尽管28号堵头在设计压力下的平均接触应力大于设计压力下临界接触应力，但在设计压力下上端的接触面的脱开使它成为有泄漏风险的堵头，将来SG堵管过程中尽量不使用和28#堵头相同外形尺寸和胀管参数的堵头。

6 结论

从以上的分析和评定结果可以得出以下几点结论：

（1）堵头胀后的接触应力在带有凸环的两边缘有两个较大的峰值，二者之间接触应力较为均匀。而且三个堵头的接触应力下对应的静摩擦力都大于拉脱力，所以堵头不會脱落，此滚涨式堵头的结构设计是合理的。

（2）水压试验对堵头胀后接触应力有影响，特别是压力较大的水压实验，但是这种影响只限于头几次，即使经过热疲劳循环试验中的压力循环波动后也不发生显著的下降，所以堵头在实际工作温度和工作压力循环下的密封性能是可靠的。

【参考文献】

[1]李裕春，时党勇，赵远.ANSYS结构有限元高级分析方法与范例应用，北京：中国水利水电出版社，2006.