基于PepS的核电厂管道系统高温力学分析方法研究

摘  要：文章以压水堆核电厂卸压箱排放管道为研究对象，按照RCC-MR要求，使用管道分析软件PepS软件运用有限元方法，对管道在高温下的完整性和稳定性进行了分析。研究了管道在高温下的失效模式、评定准则、材料性能参数确定;分析结果表明卸压箱排放管道能够经受严重事故工况的高温载荷，为正确开展核级管道高温力学分析提供了有效的方法。

关键词：核电厂;管道;PepS;高温;蠕变;有限元

中图分类号：TP391.4                   文献标识码：A文章编号：2096-4706（2021）15-0163-03

Abstract： The paper takes the discharge pipeline of pressure relief tank of PWR nuclear power plant as the research object， using the pipeline analysis software PepS and the finite element method to analyze the integrity and stability of the pipe at high temperature according to RCC-MR code. The failure mode， evaluation method and material property parameter determination of piping under high temperature are studied. The analysis results show that the discharge pipeline of the pressure relief tank can withstand the high temperature load under serious accident conditions， and provide an effective method for the correct high temperature mechanical analysis of nuclear grade pipeline.

Keywords： nuclear power plant; piping; PepS; high temperature; creep; finite element

0  引  言

壓水堆核电厂稳压器卸压系统主要用于在严重事故工况下对一回路进行卸压，从而避免反应堆发生高压熔堆的风险，并将堆芯中的高放射性水蒸气和易爆性氢气排到指定的区域。在核电站高压熔堆严重事故中，反应堆堆芯的气体温度很高，这样的高温容易造成稳压器下游卸压管道发生过度变形，甚至断裂，进而丧失其功能性[1，2]。

本文主要是分析严重事故工况下严重事故卸压系统的完整性。首先对严重事故卸压系统在严重事故发生后的不同阶段进行失效模式分析，进而确定失效模式的评价标准。然后对管线在严重事故下进行传热分析，确定进行分析的温度数据。最后对部分严重事故卸压系统的管道进行力学计算，评价是否会发生失效。

1  事故场景分析

如图1所示，稳压器卸压系统主要由以下三个部分组成：稳压器到卸压箱之间的严重事故卸压管线、卸压箱、卸压箱下游排放管线。事故发生初期是氢气的主要产生阶段，排放管道中的流体流量很大，如果管道发生断裂，会导致安全壳内的温度和压力急剧上升，并有发生氢爆的可能性，因此需要严重事故卸压系统在此阶段确保承压边界完整，并且管道有足够的流通截面，不会堵塞，确保对一回路卸压。

2  规范调研

通过调研国内外相关规范，对以下规范进行比较分析，对比调研规范的适用范围及高温下可达到的最高温度，如表1所示。

经过规范的调研和比较，温度范围较广、可用性较强的规范有ASME-BPVC-Ⅲ-1NH和RCC-MR，这两个规范都给出了较为详细的高温评定公式和材料参数。

ASME-BPVC-Ⅲ-1NH是ASME核设施部件构造规则篇第Ⅲ卷第1册分篇，适用于高温使用部件。RCC-MR是参考了法国在核电站设计和建造所积累的经验，由法国AFCEN制定出版的，RCC-MR规范分别于1985年、1993年、2002年、2007年发布了共计四版次，该规范是一个规定高温条件下使用部件的设计、材料、制造、检验等准则的综合性标准[3-5]。RCC-MR提供充分的保证以免于各种类型的失效。RCC-MR规范考虑温度和时间两个要素。对于温度，要考虑其对材料性能的影响;对于时间，要考虑高温下其对材料蠕变的影响[6]，本文选择使用RCC-MR规范对卸压箱下游排放管道进行评价。

3  力学分析

3.1  模型

排放管线所涉及管道的主要特性参数见表2：

本文使用PepS 5.0的静力学分析对排放管线在严重事故工况下的完整性进行力学分析评价，力学模型如图2所示。

PepS软件是被国际广泛使用的核级管道力学分析软件，目前广泛应用于美国、法国、中国以及日本。其主要功能如下：完善的管道模型以及计算结果的前后处理功能;核级管道结构静力学分析，包括结构自重、热膨胀、风载荷、雪载荷、沉降以及预应力分析等;核级管道结构反应谱分析，最多可以定义99个楼层反应谱;核级管道时程分析，可进行力时程或加速度时程分析;核级管道热分层分析;核级管道疲劳分析;几乎包含了目前核电行业常用的标准规范，例如ASME、RCCM、KTA、EN13480等。该软件是以核级管道计算软件PIPESTRESS为核心的软件包，其中包含了以下两个软件：前后处理软件Editpipe和管道力学计算软件PipeStress，除了上述两个主体程序外，PepS软件包内还包含了根据输入数据生成时程分析时需要的时程曲线的程序（FHFILE）、绘制管道ISO图的程序（PLOTT）、生成谱分析时的响应谱曲线的程序（SPECT），时程分析载荷文件生成软件（CREAHIST）等等。PepS软件的主界面主要由以下三部分组成：（1）输入文件窗口，主要显示的是管道计算输入文件;（2）输入、输出文件显示窗口，主要显示内容是：输入的TXT文件名、其他输入文件名、输出结果文件名;（3）前后处理管理器窗口，主要显示内容是：工程管理器、输入文件编辑器、求解器、结果查看器、报告生成器、其他高级工具等。

3.2  载荷

卸压箱下游排放管道高温情况只在严重事故工况下产生，该情况下不考虑地震载荷，自重载荷采用在竖直方向施加9.81 m/s2加速度的方法模拟;另外，根据传热分析结果并考虑一定的保守性，排放管线的温度取750 ℃，且由于卸压箱的爆破盘已破裂，排放管的压力与所在房间压力相当，保守取2.0 MPa。管道分析采用的温度与压力见表3。

PepS软件提供了集中力（弯矩）、位移、温度压力、预应力、热分层、风载以及雪载的定义卡片，满足对管道加载需要。

3.3  评定准则

依据RCC-MRRB3600篇要求，管道在严重事故工况必须满足的准则和相应的许用应力限值，以及应考虑的载荷组合见表4。由于工况温度已超出规范的可忽略蠕变的温度限值，需要对管道进行典型蠕变分析评价，蠕变是金属材料在恒温、恒载长期作用下缓慢产生塑性变形的现象，严格来说金属在任何温度下都可能产生蠕变，但因为低温下并不明显因此可以忽略，然而在高温条件下，金属蠕变非常显著，在设计中需要考虑蠕变影响。

PepS软件提供了常用工况定义卡片，同时能够组合各种独立载荷工况下的力、弯矩、位移，组合方式包括代数相加、绝对值相加、平方和开方、最大合力、最大绝对值，满足对不同载荷工况计算的需要。

3.4  计算结果

3.4.1  薄膜应力计算结果

卸压箱下游排放管线在严重事故工况下薄膜应力小于RCC-MR给定的许用应力，最大应力比为0.55，评价通过，详见表5。

3.4.2  薄膜+弯曲应力计算结果

卸压箱下游排放管线在严重事故工况下一次薄膜加弯应力小于RCC-MR给定许用应力，最大应力比为0.52，评价通过，详见表6。

3.4.3  蠕变使用系数计算结果

卸压箱下游排放管线在严重事故工况下蠕变断裂使用系数评价如表7～8所示，均小于RCC-MR给定的限值，评价通过，对于材料为Z2CN1810的管道，W=7.5/10=0.75。

4  结  论

通过以上力学分析，按照RCC-MR规范的要求，卸压箱下游排放管道在严重事故工况下薄膜应力、薄膜+弯曲应力、蠕变使用系数均满足规定限值要求，该管道在严重事故下有足够强度且不发生不可接受的蠕变，管道能够保持足够流通截面，不会堵塞，能够执行对一回路卸压功能;通过此次研究，利用PepS软件完成了对核级管道的疲劳—蠕变分析评估，探索了管道的蠕变规律，对比了相关规范，为正确分析管道高温力学性能提供了方法。

参考文献：

[1] 邵舸，佟立丽，曹学武.压水堆核电厂严重事故卸压阀能力评估 [J].核科学与工程，2015，35（1）：157-162.

[2] 张琨，曹学武.压水堆核电厂高压熔堆严重事故序列分析 [J].原子能科学技术，2008（6）：530-534.

[3] RCC-MR. Design and construction rules for mechanical components of FBR nuclear islands [S].AFCEN，2007.

[4] 董碧波，陆道纲.中国实验快堆高温钠管道蠕变分析方法研究 [C]//第14届全国反应堆结构力学会议.桂林：中国力学学会，2006：296-298.

[5] 李國青，李筱珍，靳立强，等.RCC-MR2007及其对中国ITER采购包的影响和应用建议 [J].核标准计量与质量，2014（3）：8-13.

[6] 龚玮，张小春，王晓艳，等.基于PepS的高温核一级管道蠕变疲劳分析方法研究 [J].核技术，2020，43（3）：89-96.

作者简介：刘浪（1983.11—），男，汉族，陕西汉中人，高工，本科，研究方向：核电厂管道力学计算。

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