防断组件及其支承柱高周疲劳分析

薛国宏 李 源 赵飞云 冯少东 于 浩

（上海核工程研究设计院 上海 200233）

防断组件及其支承柱高周疲劳分析

薛国宏 李 源 赵飞云 冯少东 于 浩

（上海核工程研究设计院 上海 200233）

反应堆堆内构件是反应堆冷却剂系统中的重要设备，其设计结构要求在全寿期内保持高度可靠性。在国内外核电厂运行过程中，曾发生堆内构件因流致振动而出现故障和损坏事件，直接影响了反应堆的安全运行和经济效益。本文以堆内构件防断组件及其支承柱(SCSS)为研究对象，研究其在流致振动载荷和泵致振动载荷下的动态响应，并对结构进行谱分析和谐响应分析。最后根据ASME锅炉及压力容器规范对防断组件及其支承柱各部件进行高周疲劳评定，计算结果表明各部件交变应力强度满足规范限值的要求。

堆内构件，流致振动，泵致振动，高周疲劳

反应堆堆内构件是为燃料组件及相关组件提供支承、定位和导向、为冷却剂提供导向和流量分配、为反应堆压力容器提供屏蔽和材料监督、为堆芯测量套管组件提供支承和导向的重要设备[1]。压水堆核电站依靠冷却水循环对反应堆堆芯及结构进行降温，因此设计时要避免发生堆内构件因流致振动而破坏的事件。防断组件及其支承柱结构是重要的堆内构件，是一个为防止吊篮断裂而出现事故的安全设备。由于防断底板与反应堆压力壳下封头底面在热态时保持有十几毫米的间隙，当吊篮组件发生断裂、堆芯突然垂直下落时，依靠缓冲器的变形消耗冲击产生的能量，防止对压力壳产生过大的撞击而损坏。防断组件及其支承柱在正常运行状态下，主要受到热瞬态温度载荷、水流冲击产生的流致振动载荷和泵致振动载荷。流致振动载荷和泵致振动载荷对结构产生高周疲劳，因此本文通过有限元法对防断组件及其支承柱结构进行流致振动和泵致振动载荷下的高周疲劳分析，计算得到各个部件及连接螺栓的交变应力并按ASME规范[2]的使用限值进行评定。

1 结构简介

堆内构件防断组件及其支承柱主要包括涡流抑制板、防断组件缓冲器、防断底板和防断组件支承柱，其中涡流抑制板位于反应堆压力容器下腔室，用于抑制冷却剂流动产生的不稳定漩涡。它的上方有12根支承柱，通过螺栓与堆芯支承下板相连，下方有4个防断组件缓冲器，通过螺栓连接到防断底板。防断组件及其支承柱简图如图1所示。

图1 防断组件及其支承柱结构图Fig.1 Schematics of vortex suppression plate and secondary core support structure.

2 分析方法和模型

2.1分析方法

本文运用功率谱密度(Power Spectrum Density)法计算结构在流致振动载荷下的响应。首先通过ANSYS软件建立防断组件及其支承柱有限元模型，然后根据载荷类型在计算各个载荷响应时采用不同的分析方法，对湍流力引起的结构响应采用ANSYS功率谱密度法(PSD)计算，而泵致振动载荷引起的结构响应采用ANSYS谐波响应方法计算。最后组合各个响应的计算结果，得到各个部件的交变应力强度后进行高周疲劳的评定，由于计算得到的是均方根值，对流致振动乘以4.5换算到峰值，对泵致振动乘以3.0换算到峰值。流致振动载荷下的计算结果和泵致振动下的计算结果直接相加后得到组合结果，这样计算是保守的。

图2 防断组件及其支承柱有限元模型示意图Fig.2 The finite element model of vortex suppression plate and secondary core support structure.

2.2有限元模型

本文首先建立堆内构件防断组件及其支承柱结构的有限元模型，再进行模态分析、PSD谱分析和谐振动分析。采用ANSYS程序中板壳单元(shell63)和管单元(pipe16)模拟板和梁部件。防断组件支承柱与堆芯支承下板相连，对这些点采取固定约束。该有限元模型由5572个板壳单元、760个管单元和6824个节点组成。有限元模型包括防断组件支承柱，涡流抑制板，能量吸收器柱和防断底板组成。有限元模型及其边界条件见图2。

有限元模型使用的材料参数根据设计规范书[1]确定，国产化AP1000防断组件及其支承柱均使用材料为304的奥氏体不锈钢。由于防断组件及其支承柱结构处在水环境中，因此需考虑水附加质量的影响。附加质量是结构流体接触面和可能存在的相邻结构几何形状的函数，根据ASME规范附录N中表N1311-1可计算相应部件水的附加质量，从而获得部件的等效密度，具体各个部件的材料属性见表1，其中材料的泊松比取0.3。

表1 防断组件及其支承柱结构中各部件材料属性[2]Table 1 The material properties of the components in vortex suppression plate and secondary core support structure[2].

有限元模型输入载荷包括涡流抑制板上的振动力和堆芯支承下板的振动力，其中流致振动引起的振动力用水平和垂直两个方向上的功率谱密度表示。涡流抑制板边缘处的湍流力主要因水流流经下腔室和导流围板所产生的，为使计算更加保守，本文认为下腔室湍流在流经导流围板时并没有减小。相关载荷数据根据试验获得。本文计算时的结构阻尼值保守地取为0.01。

3 应力计算及评定

3.1模态分析结果

国产化AP1000防断组件及其支承柱在空气中和水中的固有频率见表2，其分析结果用于后续功率谱密度法谱分析计算及谐响应分析计算。

表2 防断组件及其支承柱结构频率(Hz)Table 2 The natural frequencies of SCSS (Hz)。

3.2应力分析及计算

3.2.1 应力集中因子

考虑到防断组件支承柱和能量吸收器柱结构的局部不连续，应力分量需要乘以相应的应力集中因子。通过几何尺寸(图3)确定拉伸应力集中因子Kt和弯曲应力集中因子Kb[3]，具体值列于表3。螺栓应力集中因子根据NG-3232.3取4.0。

图3 柱结构尺寸示意图Fig.3 Dimension diagram for columns.

表3 各部件应力集中因子Table 3 Stress concentration factors of components.

3.2.2 螺栓连接刚度系数

螺栓的相对刚度系数与螺栓和被联接件的结构尺寸、材料及垫片、工作载荷的作用位置等因素有关，一般其值在0–1之间变动。一般设计时可根据垫片材料不同使用推荐数据，金属垫片(或者无垫片时)为0.2–0.3[4]。本文保守取0.3用于螺栓载荷的计算。

3.2.3 交变应力计算

交变应力的计算过程如下：首先将流致振动载荷下的弯矩、力，与泵致振动载荷下的计算结果相加；接着根据公式(1)至公式(6)分别计算支承柱、能力吸收器柱、以及各个连接螺栓的应力；最后将NG-3216.1[1]中的相关规定按公式(7)和公式(8)计算相应部件的交变应力。涡流抑制板和防断底板的交变应力直接根据有限元计算获得，各个部件最终应力计算结果见表4。

其中，aσ、bσ、τ分别是轴向应力、弯曲应力和剪应力，Ecurve表示疲劳曲线参考的弹性模量，E表示交变应力强度计算温度下的弹性模型，σint为交变应力强度，f表示疲劳强度减弱系数。涡流抑制板和防断底板的最大应力强度分别为47.59和15.49MPa，应力分布见图4。

交变应力强度

表4 防断组件及其支承柱应力计算结果汇总Table 4 The stress values calculated in SCSS (MPa).

3.3应力评定结果

由表4可知，国产化AP1000防断组件及其支承柱结构中部件最大交变应力值为33.88MPa，螺栓最大交变应力为112.63MPa，均小于规定的限制163MPa。因此，防断组件及其支承柱结构满足ASME规范第Ⅲ卷中规定的高周疲劳应力要求。

图4 涡流抑制板及防断底板应力强度分布云图Fig.4 Stress intensity plot of the VSP and base plate.

4 结语

本文通过有限元法建立防断组件及其支承柱结构有限元模型，运用功率谱分析和谐响应分析法对防断组件及其支承柱结构在流致振动载荷及泵致振动载荷下进行计算分析，求得各个部件的交变应力并与ASME规范规定的限值作比较，结果表明防断组件及其支承柱结构满足ASME第III卷NG分卷和堆内构件设计规范书中规定的要求。

1 陈宇清. 堆内构件设计规范书[R]. 上海: 上海核工程研究设计院, 2012 CHEN Yuqing. Reactor Vessel Internals Design Specification[R]. Shanghai: Shanghai Nuclear Engineering Research and Design Institute, 2012

2 ASME锅炉及压力容器规范[S]. 1998版2000补遗ASME Boiler and Pressure Vessel Code[S]. 1998 Edition including 2000 Addenda

3 刘鸿文. 材料力学[M]. 北京: 高等教育出版社, 2000 LIU Hongwen. Mechanics of materials[M]. Beijing: Higher Education Press, 2000

4 纪名刚. 机械设计[M]. 北京: 高等教育出版社, 2005 JI Minggang. Mechanical design[M]. Beijing: Higher Education Press, 2005

High cycle fatigue analysis of vortex suppression plate and secondary core support structures

XUE Guohong LI Yuan ZHAO Feiyun FENG Shaodong YU Hao
(Shanghai Nuclear Engineering Research & Design Institute. Shanghai 200233, China)

Background: Reactor internals are important equipments in the reactor coolant system, its structure design needs high reliability in the entire lifetime. Reactor internals have occurred breakdown and the damage event due to flow induced vibrations in the domestic and foreign nuclear power plants, which make immediate influence on reactor safe operation and economic efficiency. Purpose: In this work, the dynamic response of reactor internals-vortex suppression plate and secondary core support structure (SCSS) under the loading from pump induced vibrations and flow induced vibrations are studied. Methods: Based on the finite element model of SCSS, Spectrum analysis and the harmonious analysis are performed, in order to get the response of the structure under flow induced vibrations. Then, the high fatigue of the structure is assessed according to the ASME B&PV Code. Results: The results indicate that alternate stresses of all the components satisfy the limiting value in the correlative requirements. Conclusions: The structure of SCSS could bear the vibration induced from the flow and the pump, and the method used in this article provides the reference for other reactor internals structure analysis like this.

Reactor internals, Flow induced vibrations, Pump induced vibrations, High cycle fatigue

TL351，TB12

10.11889/j.0253-3219.2013.hjs.36.040639

薛国宏，男，1985年出生，2011年毕业于浙江大学，现从事反应堆结构力学

2012-09-24，

2012-10-30

CLC TL351, TB12