基于威斯康辛冷凝试验本体的结构改进及分析

杨 林

（国家核电技术有限公司北京研发中心，北京100190）

基于威斯康辛冷凝试验本体的结构改进及分析

杨 林

（国家核电技术有限公司北京研发中心，北京100190）

先进压水堆（APWR）是第三代核电技术的代表堆型之一，它采用了非能动安全系统，提高了安全性能。非能动安全壳冷却系统（PCCS）主要利用蒸汽的冷凝来带走安全壳内的热量。本文主要介绍了威斯康辛大学进行的冷凝试验的试验本体结构，应用ANSYS软件对其结构进行了应力分析，并在现有结构的基础上对外部加强筋布置进行了一定的改进和优化。通过计算和比较可以看出，经过改进后的加强筋布置，不仅满足原有的试验要求，结构布置合理，更提高了试验本体的承压能力，使其能够满足更高试验压力的需要。

APWR；PCCS；压力容器；应力；加强筋

1 非能动安全壳冷却系统简介

先进压水堆（APWR）是第三代核电技术的代表堆型之一，采用了非能动安全系统使反应堆具有了一些固有安全的特征，即利用重力和流体的自然对流、扩散、蒸发、冷凝等在事故应急时冷却反应堆安全壳以带走堆芯余热。这既简化了系统设计，又减少了设备和部件，从而大大提高了反应堆的安全性。

非能动安全壳冷却系统（PCCS）属于非能动安全系统。在事故工况下，非能动安全壳冷却系统能够直接从钢制安全壳容器向环境传递热量，有效防止安全壳在设计基准事故时超过设计压力和温度，它的示意图如图1所示［1］。

图1 非能动安全壳冷却系统示意图Fig．1 Illustration of PCCS

在设计基准事故中，安全壳内部出现大量蒸汽，导致壳内压力和温度上升。此时一方面，安全壳顶部的储水箱中的冷却水流下并在安全壳外部形成均匀水膜，壳内热量传递给水膜，水膜蒸发再将热量传给外部环境；同时壳内蒸汽在钢制安全壳内壁冷凝，减小了蒸汽体积从而降低安全壳内压。另一方面，外部冷空气通过空气导流板下降段进入环腔，热空气沿安全壳壳体内环隙上升，并通过顶部空气扩散器排放。空气的自然循环过程也在一定程度上带走了安全壳内部的热量。

2 威斯康辛冷凝试验本体结构

2.1 试验本体结构简介

在非能动安全壳冷却系统中，蒸汽凝结是热质传递的重要现象之一。在蒸汽凝结过程中，蒸汽温度、压力、流速，外部冷却水的温度等都对其有重要影响。为了研究蒸汽在平板上的凝结机理，威斯康辛大学进行了冷凝试验。试验本体示意图如图2所示，冷凝板的设计如图3所示［2，3］。

图2 试验本体示意图Fig．2 Schematic of Pressurized Vessel

图3 试验本体冷凝板示意图Fig．3 Pressurized Vessel Condensing Plate

试验本体模拟了安全壳的穹顶与部分侧壁围成的冷凝空间，设计压力为0．4 MPa（绝对压力）。试验本体长1．8 m、高2．946 m、宽0．33 m，主要包括框架、侧板、冷凝板和冷却板等。除冷凝板与侧板为螺栓连接，框架和侧板为整体焊接结构。框架和侧板均采用1．27 cm的不锈钢钢板。为提高本体的耐压能力，侧板外部焊接了7根工字钢［2-4］。

为模拟安全壳的穹顶部分，试验本体的冷凝板由7块厚3．81 cm、宽15．24 cm的铝板焊接组成1∶2的椭圆形状。冷凝板背面由14块冷却板覆盖，并采用螺栓固定在冷凝板上。冷凝板与侧板之间垫有隔热垫片，并通过螺栓连接。

试验时，试验本体内所通蒸汽模拟安全壳的内部环境，冷却板与冷凝板构成的结构通道中冷却水模拟安全壳外部冷却水。为测量试验本体内的温度和压力等参数，本体侧板上布置了若干测点。此外，外部加强筋的布置错开了测点的布置。

2.2 应力计算

由威斯康辛大学冷凝试验本体可见，其设计类似于法兰结构，侧板为法兰面即主要的承压面。针对试验本体的结构，建立模型，利用有限元分析程序ANSYS对侧板的承压能力进行分析计算。考虑试验本体的对称性，沿中心对称面，建立一半模型，模型网格划分图见图4、图5。计算基础参数见表1。

表1 计算参数表Table 1 Parameter in calculation

图4 试验本体模型网格划分Fig．4 Meshing Result of the Pressurized Vessel

图5 试验本体螺栓孔附近网格Fig．5 Meshing Result around the Bolt Holes

图6 试验本体位移分布Fig．6 Displacement Distribution of the Pressurized Vessel

图7 试验本体应力分布Fig．7 Stress Distribution of the Pressurized Vessel

由图6、图7的计算结果可见，最大位移位于侧板中心偏上部，位移为0．257 mm，相对于试验本体的尺寸而言，此变形量可以忽略；最大应力为207 MPa，出现在螺栓孔附近，按照压力容器设计标准，取1．5［5，6］的安全系数并考虑材料许用应力为344．8 MPa，则压力容器的最大许用应力为230 MPa，因此本体设计能够满足压力容器的设计要求。

3 加强筋布置方案改进

3.1 增加纵向加强筋

由上文计算结果可知，现试验本体仅能承受0．3 MPa的内压。一旦试验参数扩展比如蒸汽压力提高至0．4 MPa，则现本体无法满足试验要求。为此对本体进行改进以提高其承压能力。改进方案一是在侧板外部增加一条纵向加强筋，当然该加强筋必须避开侧板上的测点。方案一改进本体的计算模型及网格划分见图8。

陈颐磊转身对随行的副官指点着大成殿东西两侧说：即刻起，除大成殿外，孔庙征为军用，除部分殿房辟为野战医院外，全城搜集棺木，集中以备殓我阵亡将士。

图8 改进方案一试验本体模型及网格划分Fig．8 Model and Meshing Result of the Pressurized Vessel

仍然选择表1中的计算参数，改进本体的力学计算结果如图9所示。

图9 试验本体应力分布Fig．9 Stress Distribution of the Pressurized Vessel

由计算结果可见，改进本体的最大应力仍然出现在螺栓孔附近，但是最大应力值则降为167 MPa。

由前文分析可知，改进试验本体的主要承压面是侧板，增加纵向加强筋后，提高了侧板的刚度。同时，纵向加强筋和7条横向加强筋组成交叉网格，有效地将侧板划分为若干个小的承压面，提高了侧板的承压强度。

3.2 增加顶部横向加强筋

从上文计算结果可知，增加侧板加强筋可以提高试验本体的承压能力，考虑试验本体侧板上的测点布置，在顶部再增设一条加强筋，即横向加强筋变为8条，这是改进方案二。其对应的计算模型及网格划分如图10所示。

图10 改进方案二试验本体模型及网格划分Fig．10 Model and Meshing Result of the Pressurized Vessel

仍然选择表1中的计算参数，改进方案二试验本体的承压计算结果如图11所示。

图11 试验本体应力分布Fig．11 Stress Distribution of the Pressurized Vessel

由计算结果可见，改进方案二的试验本体的最大应力值降为156 MPa。虽然进一步提高了试验本体的承压能力，但是效果并不显著。综合考虑加工成本和试验需求，增加顶部横向加强筋的意义不大。

3.3 减少底部横向加强筋

图12 试验本体模型及网格划分Fig．12 Model and Meshing Result of the Pressurized Vessel

仍然选择表1中的计算参数，改进方案三的承压计算结果如图13所示。

由计算结果可见，改进方案三试验本体的最大应力为214 MPa，略高于未改进试验本体的最大应力207 MPa。考虑计算随机误差等因素的影响，可以认为这两个计算结果基本一致。由前面的计算分析可知，侧板的受力主要集中在上部，这是由试验本体的结构特点所决定的。除冷凝板和侧板的连接采用螺栓连接外，其他部分采用焊接的方式，因此试验本体底部的承压能力很强。因此可以考虑取消底部的横向加强筋，对试验本体的承压能力影响不大。

3.4 最优化加强筋布置

通过以上的计算分析，对原有试验本体外部加强筋进行优化改进，即取消底部横向加强筋，增加1条纵向加强筋，这就是改进方案四，其对应的计算模型及网格划分如图14所示。

图14 试验本体模型及网格划分Fig．14 Model and Meshing Result of the Pressurized Vessel

仍然选择表1中的计算参数，相应压力采用0．3 MPa和0．4 MPa两个值，试验本体的承压计算结果如图15、图16所示。

图15 试验本体应力分布Fig．15 Stress Distribution of the Pressurized Vessel

图16 试验本体应力分布Fig．16 Stress Distribution of the Pressurized Vessel

由计算结果可见，改进方案四试验本体在内压0．3 MPa时，最大应力值为171 MPa，远低于原有设计中的最大应力207 MPa。当提高内压至0．4 MPa时，改进方案四的最大应力值为212 MPa，考虑压力容器设计的安全系数1．5，此应力值仍低于该压力容器的最小需用应力230 MPa，因此符合压力容器设计要求。

4 结论

非能动安全壳冷却系统是先进压水堆的重要安全系统之一，主要利用了蒸汽的凝结换热机理。因此对蒸汽凝结现象的研究具有重要意义。

本文通过对威斯康辛冷凝试验本体的承压受力分析，改变外部加强筋的布置方案，最终确定了最优化的加强筋布置方案（改进方案四），将原有的7条横向加强筋改为6条横向加强筋和1条纵向加强筋布置。在满足原有试验要求的前提下，提高了试验本体的承压能力。采用优化后的加强筋布置方案，试验本体可以承压0．4 MPa的内压，拓展了试验的参数范围。

［1］ 林诚阁，郁祖盛，等．非能动安全先进压水堆核电技术［J］．原子能科学技术出版社，2010．

［2］ Mark H．Anderson，Steam Condensation on Cold Walls of Advanced PWR Containments［D］．PhD Thesis．University of Wisconsin-Madison．1998．

［3］ Mark H．Anderson，Luis E．Herranz，Michael L．Corradini，Experimental Analysis of Heat Transfer Within the AP600 Containment Under Postulated Accident Conditions［J］．Nuclear Engineering and Design． 185（1998），153-172．

［4］ Luis E．Herranz，Mark H．Anderson，Michael L．Corradini，A Diffusion Layer Model For Steam Condensation Within the AP600 Containment［J］．Nuclear Engineering and Design．183（1998），133-150．

［5］ 成大先．机械设计手册［M］．北京：化学工业出版社，2007．

［6］ Dennis R． Moss，Pressure Vessel Design Manual（Third Edition）［M］．Elsevier INC CA92101-4495，USA．

Structure improvement and analysis of pressure equipment for UW experimental test on steam condensation on the cold surface

YANG Lin
（State Nuclear Power Technology R＆D Centre，Beijing，100190，China）

The advanced pressurized water reactor（APWR）designed by Westinghouse uses a passive safety system which relies on heat removal by condensation to maintain the containment within the design limits of pressure and temperature．Steam condensation inside surface of the containment is one of the most important phenomena during heat removing process in the passive containment cooling system （PCCS）．There was an experiment done by University of Wisconsin to study the mechanism of steam condensation on cold surface．In this paper，the structure of pressurized vessel of the test was introduced，and the pressure was calculated． Besides，the stiffener layout was improved．So the pressurized vessel can support higher pressure and also meet other thermal measurement requirements．

APWR；PCCS；pressurized vessel；stress；stiffener

2015-10-19

基金名称：大型先进压水堆核电站重大专项，CAP1400非能动安全壳冷却系统性能研究及试验，2011ZX06002-005

杨 林（1981—），男，宁夏银川，博士，工程师，核科学与技术专业，现主要从事反应堆安全壳研究

TL421；TL351

A

0258-0918（2016）02-0159-06