美国小型模块化压水堆堆内构件流致振动分析方法研究

2023-12-30孙树海刘宇生吴彦农

核安全 2023年6期

刘锐，孙树海，刘宇生，吴彦农

（生态环境部核与辐射安全中心，北京 100082）

为充分发挥核能的低碳优势，目前中、美、俄、法、阿、韩等国推出了70 多种小型模块化反应堆设计方案，其中约一半为压水堆。国际原子能机构（IAEA）定义的小型模块化反应堆（SMR）单堆电功率低于300 MW［1］。小型模块化压水堆多采用一体化结构，相对于传统大堆具有许多优势，例如较小的占地面积，能够选址在大型核电站不可能的地点等，可作为单模块或多模块部署，满足更广泛用户和灵活发电需求等。但一体化的结构导致小型模块化压水堆的布置、设计、尺寸或运行条件与传统大堆相比存在显著差异，堆内流场和堆内构件载荷发生了较大的变化，且在设计上普遍缺少有效的原型参考。

流致振动（FIV）是反应堆堆内构件结构设计需要考虑的重要问题，不恰当的设计可能使堆内构件结构产生疲劳损伤或连接件发生松动或磨损，为核电厂的安全埋下隐患［2-3］。参考文献［4］列举了多起典型的流致振动失效案例，这些失效案例迫使电厂计划外停堆或机组降功率运行，产生了较大的经济损失。《核动力厂设计安全规定》（HAF 102-2016）［5］对安全重要物项的设计评价提出了原则性要求。我国标准规范《压水堆堆内构件模型流致振动试验》（EJ/T 1210-2006）［6］和《压水堆核电厂堆内构件模型流致振动试验》（NB/T 20592-2021）［7］规定了压水堆核电厂堆内构件模型流致振动试验的模型设计、试验装置、试验方法、试验结果分析等基本要求，适用于传统压水堆核电厂堆内构件模型流致振动试验，并不完全满足于SMR 的特殊要求。

为有利于小型模块化压水堆堆内构件综合振动评价大纲的审评工作，明确小型模块化压水堆堆内构件综合振动评价的范围和要求，本文研究了美国小型模块化压水堆堆内构件流致振动评价方法，总结了第4 版R.G.1.20［8］针对小型模块化反应堆增补的主要内容，包括对综合振动评价范围的要求、对综合振动评价潜在激励机制的要求、控制棒驱动系统需要考虑的特殊要求和主泵需要考虑的特殊要求。通过典型小型模块化压水堆流致振动分析案例说明第4 版R.G.1.20 的重要意义。

1 流致振动监管要求

为了保证小型模块化压水堆堆内构件结构的完整性，设计单位需要开发针对SMR 的堆内构件综合振动评估大纲（CVAP）。第4 版R.G.1.20 规定的CVAP 由三个子方案组成。该方案包括：

（1）分析大纲

分析大纲采用理论分析方法来预测结构的固有频率、模态振型和对各种流动激励源的响应。

（2）测量大纲

测量大纲包括原型试验，用于验证分析程序的输入、结果和安全边界，如果发现分析程序和测量大纲之间存在差异，则进行调整。

（3）检查大纲

检查大纲包括在初始启动试验之前和之后对适用的结构进行检查，以确认易受影响结构的振动行为是可接受的。

2 第4 版R.G.1.20 对SMR 的特殊要求

美国核管会管理导则R.G.1.20《预运行和首次启动试验堆内构件综合振动评估大纲》迄今已经升级了5 个版本，最新的第4 版R.G.1.20（2017 版）与第3 版R.G.1.20 相比，扩展了沸水堆和压水堆的堆内构件流致振动（FIV）、声共振（AR）、声致振动（AIV）和机械诱发振动（MIV）相关的指南，并且首次增加了对SMR 堆内构件的特殊关注。

2.1 对SMR 综合振动评价范围的增补

传统大堆的反应堆堆内构件一般包括压力容器内的堆芯支承结构和其他内部结构，通常按照ASME 第Ⅲ卷NG 篇进行设计制造。小型模块化压水堆的堆内构件与大堆有显著差异，根据具体设计，可能还包括以下部件：

（1）反应堆冷却剂泵；

（2）蒸汽发生器；

（3）稳压器；

（4）控制棒驱动机构；

（5）给水管线；

（6）其他结构（如NuScale 反应堆的立管）。

虽然这些部件不被归类为传统意义上的反应堆堆内构件，但是因位于压力容器内，仍需按堆内构件要求进行综合振动评价。

2.2 对SMR 潜在激励机制要求的增补

作为CVAP 的一部分，第4 版R.G.1.20 规定应分析可能影响小型模块化压水堆堆内构件振动的潜在激励机制，包括流致振动、声共振、声致振动和机械振动。

2.2.1 流致振动

振动机制包括湍流抖振、旋涡脱落和流体弹性不稳定性。横流引起结构的流致振动可以发生在垂直于流体流动方向或平行于流体流动方向上。到目前为止，由旋涡脱落和流体弹性不稳定性引起的部件流致振动的预测分析和试验主要集中在垂直于流体方向。然而，核电厂的经验表明，热电偶套管失效是由于旋涡脱落引起的平行于流体方向的振动。因此，开发的综合振动评价应包括由于流体弹性不稳定性和涡流脱落可能产生的平行于流体方向的振动。虽然示例没有特指小型模块化压水堆，但可作为指导在评价小型模块化压水堆堆内构件潜在流致振动问题时考虑。

2.2.2 声共振

声共振在中空或空腔内的单相环境中产生，通常需要满足合适的几何形状。沸水堆的运行经验表明，主蒸汽管道支管末端的流激声共振会产生中高频压力波动和振动，从而损坏蒸汽系统部件和其他反应堆堆内构件。一些小型模块化压水堆的蒸汽发生器位于反应堆压力容器内部，与主蒸汽管线相连接，需要关注声共振对蒸汽发生器及堆内构件的影响。

2.2.3 声致振动

反应堆冷却剂泵由旋转叶轮与畸变流相互作用产生，压力脉动可激发压力容器内水的声学模式，从而对反应堆堆内构件造成显著的声学载荷。根据泵的数量和布置以及各自驱动频率和产生的力函数之间的相对相位，局部压力脉动可能达到单个泵的几倍。一些小型模块化压水堆，因为泵与反应堆堆内构件非常接近，主泵压力脉动引起的声致振动对反应堆堆内构件的影响可能更强烈。

2.2.4 机械振动

反应堆冷却剂泵在泵轴转速、叶轮叶片通过频率及其各种谐波下产生动力直接作用于流体，也作用于泵安装结构，并可能传输至与给水和蒸汽管道相连的其他部件，或反应堆内的其他部件。当泵直接安装在反应堆容器上而不是通过外部管道连接到压力容器时，机械振动会加剧。

2.3 对SMR 控制棒驱动系统的特殊要求

（1）一些小型模块化压水堆，控制棒驱动系统不是压力边界的一部分，因此审查范围不同于传统轻水反应堆。一些小型模块化压水堆控制棒驱动系统的所有部件（包括控制棒驱动机构）处在一回路冷却剂流体激励下，因此需要评估控制棒驱动系统所有部件的FIV、AR、AIV、MIV 和可能产生的松动。

（2）一些小型模块化压水堆将所有一回路主设备整合到单个模块化系统中，因此可能会对控制棒驱动系统施加额外的动态激励，需要在设计中充分考虑。

（3）在反应堆正常运行瞬态工况下，某些结构可能具有可变的或定义不明确的边界条件，因此需要评估可变边界条件的影响，证明足够小到可忽略或在振动分析中进行考虑。例如，一些小型模块化压水堆的控制棒导向筒和控制棒是长梁结构，结构共振频率随控制棒的位置而变化，可能导致控制棒导向筒或控制棒的过度振动，干扰控制棒功能。因此，有必要评估不同的控制棒驱动机构/控制棒高度，以及包括反应堆所有的运行和瞬态工况。

2.4 对SMR 主泵的特殊要求

（1）主泵运行时，在一回路冷却剂中产生的声致振动（泵致脉动压力）对堆内构件产生的影响分析，需要主泵供应商提供主泵出口位置的脉动压力作为该分析的输入，通常需要通过实验实测得到，在得到主泵出口位置的脉动压力后，开展泵致脉动压力影响分析。

（2）单个泵的声学和力函数需要基于在泵试验台上进行的全尺寸试验获得的数据，如果无法获得全尺寸试验数据，也可以接受小尺寸泵的试验，但需要证明缩比准则的合理性。

（3）所有同时运行的泵的组合力函数空间分布不仅取决于运行泵的数量和布置，还取决于单个泵力函数之间的相对相位。泵脉动的多个来源可能导致放大压力脉动，在压力脉动峰值，可能是单个泵的几倍。需要评估一台或多台泵停止运行对反应堆堆内构件施加的组合力函数的影响。

3 NuScale 小堆流致振动分析和审评实践［9-10］

3.1 NuScale 的特点

美国小堆NuScale 为一体化设计，压力容器内包括了稳定压器和2 个螺旋管蒸汽发生器（HCSG）。NuScale 采用一次冷却剂自然循环，没有主泵，NuScale 的结构简图如图1 所示。与典型压水堆相比，NuScale 流速较低，降低了流体激励力，100%功率时的平均流速（英尺/秒）比较见表1。

表1 NuScale 与典型压水堆流速比较Table 1 Comparison of NuScale and typical pressurized water reactor flow rates

图1 美国小堆NuScale 结构简图Fig.1 small reactors in the United States of NuScale

3.2 NuScale 综合振动评价的范围

NuScale 综合振动评价大纲重点考虑了反应堆容器内部构件、蒸汽发生器及一次和二次冷却剂压力边界管道。

（1）参考美国机械工程师学会（ASME）锅炉和压力容器规范（BPVC）第Ⅲ卷第1 部分NG小节对反应堆堆芯支撑结构的定义，NuScale 反应堆容器内部构件（RVI）包括蒸汽发生器（SG）传热管支架。

（2）SG 部件与RVI 和稳压器一起位于反应堆压力容器（RPV）的流体内，CVAP 的范围包括蒸汽干燥器、蒸汽系统部件和SG 内部部件。

（3）构成一次和二次冷却剂压力边界的部件，按照第Ⅲ卷第1 部分NB 小节设计，但包含在CVAP 的范围内，因为它们暴露在一次和二次冷却剂流中。

3.3 振动分析大纲

分析大纲从受FIV 现象影响的部件清单开始。NuScale 根据文献［11-12］制定了每种FIV现象的筛选标准，见表2。

表2 NuScale 流致振动筛选标准Table 2 Flow induced vibration screening criteria of NuScale

对组成部分进行评估的有六种FIV 现象：

•流体弹性不稳定性；

•涡流脱落；

•湍流抖振；

•声共振；

•间隙流流动失稳；

•颤振驰振。

与第4 版R.G.1.20 相比，NuScale 由于没有反应堆冷却剂泵，因此未考虑机械振动的影响，但额外增加了间隙流流动失稳和颤振/驰振作为潜在的激励机制。间隙流流动失稳（LFI）通常与通道入口附近的突然间隙变化有关，从而导致压降分布变化，该压降分布也可以与结构运动进行耦合。SG 管入口限流器（SGIFR）通过单项效应试验对LFI 进行评估。由于NuScale 堆内构件大致具有圆柱形的几何形状，因此排除颤振驰振机理。

NuScale 且与现有的压水堆和沸水堆设计相比一次侧冷却剂流速较低，因此NuScale 的自然循环设计本质上不易受FIV 影响，许多部件都具有非常大的安全裕度，当安全裕度足够大时（NuScale 确定为100%的安全裕度），就没有必要通过试验进行验证。

3.4 振动测量大纲

NuScale 进行的试验包括单项效应试验和初始启动试验，试验的结果用于验证原型设计。单项效应试验包括SGIFR 试验（测试结果用于验证LFI 的可接受性）和SG 流致振动试验（用于验证FEI、VS 和TB）。初始启动试验在燃料加载后的满功率正常运行条件下进行，经历至少100 万次的振动循环。初始启动试验包括对衰变热排出系统（DHRS）蒸汽管道、主蒸汽隔离阀（MSIV）旁通管线和安全壳系统主蒸汽（CNTS MS）排水阀分支进行在线振动监测，以确认AR分析结果。

与现有的压水堆和沸水堆设计相比，由于一次冷却剂流速较低，因此NuScale 的部件不太容易受到FIV 的影响，许多部件具有相似的几何形状（尺寸、形状和支撑），并处在相似的流动条件下，这使得一个部件的试验结果可以用于其他类似的部件。基于这些考虑，选择具有最低安全裕度的部件用于试验测量，以验证FIV分析输入和结果。仅对SG 传热管入口限流器和SG 管束进行了单项试验，对主蒸汽管线分支连接进行初始启动试验。

3.5 检查大纲

在初始启动试验之前和之后，检查部件的机械磨损和振动引起的损伤迹象。所有在分析大纲中被评估的部件都要经过检查。对于通过试验验证的部件，检查提供了对FIV 完整性的二次确认。

对认为易受FIV 影响的部件的代表性位置进行检查，证明其性能是可以接受的。根据R.G.1.20 第2.3 节的指导，对所有主要承重部件、约束装置、锁定或螺栓连接功能以及接触面进行检查。还要检查RPV 内部可靠区域的松动部件。

按照ASME 第Ⅲ卷NG-5111 和NB-5111规定的准则和要求，并使用 ASME 第Ⅴ卷规定的方法，对NUSCAL 部件进行检查。目视检查采用ASME 第Ⅺ卷IWB-2500 表IWB-2500-1 B-N-1、B-N-2 和B-N-3 中定义的“VT-1”和“VT-3”方法。

3.6 其他技术报告

为了最终完成CVAP，NuScale 还编写了两份技术报告。第一份报告包含每个原型试验的测量大纲细节，包括试验运行条件、试验持续时间、仪器类型和位置、适用的试验保持点，以及考虑到偏差误差和随机不确定性的预期和允许实验结果的测试前预测。第二份报告提供为支持测量大纲而完成试验后的评估。在这份报告中，对预期和测量实验结果之间的差异进行了处理，并确认所有结果都在分析预测的允许范围内。第二份报告记录了检查大纲的结果。