二代改进型核电站管道系统应力分析与评定

宁庆坤 田金梅

（中国核电工程有限公司 北京 100840）

二代改进型核电站管道系统应力分析与评定

宁庆坤 田金梅

（中国核电工程有限公司 北京 100840）

管道是核电站中的重要部件。为了使管道满足规范要求，需要对管道进行应力分析与评定。本文分析了二代改进型核电站1级和2级管道应力分析与评定过程，论述了不同载荷下管道应力的计算方法，并分析了RCC-M规范版本的变化对管道应力分析结果的影响。最后，以岭澳核电站二期工程安全注入系统为例，对管道进行了应力分析与评定，满足了RCC-M规范的设计要求，并输出了支撑载荷、接管载荷、管道位移等接口参数。本文可以为二代改进型核电站管道系统应力分析与评定提供帮助。

管道，应力分析与评定，SYSPIPE

二代改进型核电站基本采用翻版加改进的设计建设模式，根据经验反馈和具体项目的不同情况进行适当的技术改进。本文就其管道系统的应力分析与评定进行分析。

核电站管道系统设计是一项非常庞杂的任务，一个经济、合理的设计必须综合考虑管道的安装条件、管道的应力水平以及与管道相连接的设备管嘴的应力水平等因素，使管道既具有足够的刚性抵抗地震、风载荷和阀门排放等引起的冲击载荷，同时要求具有一定的柔性以缓解热膨胀应力。二代改进型核电站管道应力的评定依据RCC-M规范2000版和2002年版补遗[1]进行。

1 评定过程简介

对于管道系统的应力分析和评定，首先需要建立分析模型，按照管道ISO图(即立体图)，模拟管道系统的各种特性参数(如管道布置、尺寸、材料、质量、焊接形式、阀门参数、约束条件等)，计算管道在核电站可能承受的各种载荷作用下的应力，并根据规范对应力进行分类组合评定，如评定结果不满足规范要求，则需要相应调整管道布置、支撑布置和支撑类型，直至应力评定满足规范所有工况的要求，并给出管嘴、阀门、支撑处的接口数据。

2 模型的建立

SYSPIPE程序已经集成在计算机辅助管道分析系统CAPS(Computer Aided Piping System)[2]中。按照SYSPIPE[3]的使用要求，依图纸和设计参数进行建模，包括管道的标高、管道外径、壁厚、弯管(弯头)弯曲半径、阀门及整体附件的重量、管道特性(杨氏模量、泊松比、许用应力、线密度、线膨胀系数等)、温度、压力、管道级别、焊接形式等。采用有限单元法进行分析，将三维管道离散为空间管单元，单元由节点相连，法兰、阀门用刚性单元模拟。

按支吊架的功能对力学模型施加约束。常用的支架按使用功能分为：刚性支架、弹性支架、阻尼器。刚性支架可以提高系统刚度，利于抗震，在自重、温度、地震等工况下均起作用；弹性支架只在自重工况下起作用；阻尼器用于抗震减震，不限制热位移不承受重量。

3 分析方法

核电站管道系统可能承受的载荷主要有：自重、内压、热膨胀、地震等。下面将分别介绍不同载荷的分析方法。

3.1自重

定义垂直向下的加速度为9.81 m/s2，根据管道单元线密度和集中质量计算重力效应。

3.2内压

对于1级管道，内压引起的管道应力为：

式中，B1为应力指数，p为设计压力，D0为管道外径，t为管道名义壁厚。

对于2级管道，内压引起的管道应力为：

式中，tn为管道公称壁厚。

2级管道的压力引起的管道应力也可以用下式代替：

式中，d为管道内径。

3.3热膨胀

对应于核电厂的各种工况，分别定义不同管段的温度值。对于热膨胀载荷，折算成冷态的内力矩由下式计算得出：

式中，Mcold为冷态下的力矩，Mhot为热态下的力矩，Ecold为冷态下的弹性模量，Ehot为热态下的弹性模量。

3.4地震

管道系统的抗震分析在其应力分析中占有重要的地位，抗震分析可分为：静力法、反应谱法、时程分析法。在核电站管道设计中，一般采用反应谱法。反应谱法首先进行模态分析，求解结构的固有频率和振型，然后在各支撑位置输入所在厂房的楼层反应谱，计算管道系统的总体地震响应。

管道沿着一个地震激励方向的最可能的响应通过低于和高于截断频率的模态响应组合得到，方法如下：

对密集频率按10%法进行组合，总体的地震响应由各方向响应的平方和的平方根方法组合得到。

4 不同工况下管道应力评定准则及不同版本规范分析

4.1 1级管道

0级准则，在设计工况下，管道一次应力强度的限制应满足RCC-M B3652的式(9)。

A级准则，系统从一个载荷状态变化到另一个载荷状态时，应满足RCC-M B3653的式(10)。若不能满足式(10)，则该对载荷组的组合应满足RCC-M B3653的式(12)和(13)。

当验证D级准则时，将RCC-M B3652的式(9)右边的系数1.5替换为3.0。若压力较小(PD0/(2t)≤Sm)，需满足RCC-M B3656的式(9')。此外，应力还应满足附加的RCC-M B3656的式(9")。

4.2 2级管道

0级准则，由设计压力、重量和其它设计机械载荷产生的应力应满足RCC-M C3652的式(6)。

A级准则，由热膨胀而产生的应力变化范围应满足RCC-M C3653的式(7)，若应力超过限制，由设计压力、重量和其它设计机械载荷产生的应力和热膨胀产生的应力变化范围的总和应满足RCC-M C3652的式(8)。

B级准则，由压力、重量、偶然载荷产生的应力总和应满足RCC-M C3654的式(10)。

当验证D级准则时，将RCC-M C3654的式(10)右边的系数1.2替换为2.4。若压力较小(PmaxD0/ (2tn)≤Sh)，需满足RCC-M C3656的式(10')。此外，应力还应满足附加的RCC-M C3656的式(10")。

4.3 RCC-M2000版规范+2002版补遗分析

RCC-M 2000版+2002版补遗与以往版本相比较，在管道应力分析与评中主要有以下不同：

(1) 引进了地震缩减系数1τ≤，减小了RCC-M B3650、C3650中地震载荷产生的应力，减小了管道设计的保守性，评定中不考虑缩减系数对支架和管嘴载荷等接口参数的影响。

(2) 可采用更大的阻尼比（如N411谱），这样做不一定能降低管道的地震应力，但能大大降低作用在支架和设备接管上的地震载荷。

(3) 在D级工况下，对压力产生的载荷提出了单独的限制要求。

5 算例分析

本算例对岭澳核电站二期工程3R13、3R90区安全注入系统管道进行应力分析，此段管道与主回路相连。由于在地震工况下，反应堆厂房土建结构上的地震激励会通过主回路和管道支架传递到管道上，因此需建立部分主回路动力分析模型，与安全注入系统管道模型进行耦合分析。此段管线包含1级和2级管道，承受的载荷包括内压、自重、热胀、OBE和SSE地震以及管道破裂产生的位移。管道所用材料为Z2CN1812N和Z2CN1810，设计温度为343°C，设计压力分别为17.13、4.83 MPa，抗震等级分别为1F和1I，此段管道中设置了8个刚性支架、3个弹簧吊架、5个阻尼器和 4个阀门。

根据管道ISO图，对管道模型划分节点，所建立的管道模型如图1所示。

地震分析采用多层反应谱法。地震反应谱采用岭澳核电站RS厂房的楼层反应谱，标高分别为−2.500、4.000、10.320、19.150 m，其中SSE为OBE的2倍。结构的固有频率见表1。

按照规范要求，对各种工况组合进行评定，各种应力评定均满足RCC-M规范的要求。应力评定结果见表2。

图1 管道模型Fig.1 Piping model.

表1 固有频率Table 1 Natural frequency.

表2 1级和2级管道RCC-M方程的最大计算应力Table 2 Maximum calculated stress of each RCC-M equation for class 1 and class 2 piping.

管道应力评定完成后，输出支撑载荷、接管载荷、管道位移等接口参数。

6 结语

对二代改进型核电站管道系统进行应力分析与评定在核电站管道设计中是一项非常重要的工作，一方面通过管道应力分析和支架调整可使管道应力满足RCC-M规范的要求；另一方面又可以提供接口参数，为其他专业相关结构的详细设计提供依据。

目前，国内引进的AP1000电站的管道应力分析与评定主要依据ASME规范进行，ASME规范与RCC-M规范相比，二者之间既有联系又有区别，后续工作中需要加强对管道应力分析基本理论方面的研究，并比较各种版本规范的特点和适用性，为具体工程提供有意义的建议和参考，以达到为工程实践服务的目的。

1 RCC-M Design and Construction Rules for Mechanical Components of PWR Nuclear Islands 2002 edition & addendum 2002[S]. 2002

2 刘树斌. CAPS+2.3使用手册[Z]. 2007 LIU Shubin. CAPS+2.3 User Manual[Z]. 2007

3 Framatome. SYSPIPE 234D User Manual[Z]. 2005

Stress analysis and evaluation of improved second-generation nuclear power plant piping systems

NING Qingkun TIAN Jinmei
(China Nuclear Power Engineering CO., Ltd, Beijing 100840, China)

Background: Piping is an important part in nuclear power plants. Purpose: In order to make piping meet the specification requirements, it is necessary to analyze and evaluate piping stress. Methods: This paper deals with the stress analysis and evaluation of the class 1 and class 2 piping of improved second-generation nuclear power plants, and discusses the calculation methods of piping stress due to various loads. Also, the effects of changing the RCC-M code edition on the calculation of piping stress are summarized. Results: Taking the LingAo Nuclear Power Plant Phase II engineering safety injection system as an example, the piping stress analysis and evaluation are performed, and the results meet the RCC-M code requirements. Besides, the interface parameters including the support loads, nozzle loads, displacements of the piping and so on are obtained. Conclusions: This paper will provide technical support for stress analysis and evaluation of improved second-generation nuclear power plant piping systems.

Piping, Stress analysis and evaluation, SYSPIPE

TL353

10.11889/j.0253-3219.2013.hjs.36.040612

国家科技重大专项核级管道设计技术课题(2011ZX06004-004)资助

宁庆坤，男，1982年出生，2007年于哈尔滨工程大学获固体力学硕士学位，工程师，研究领域为反应堆结构力学

2012-10-31，

2013-02-25

CLC TL353