核电站冷却剂系统测温旁路支吊架失效原因分析及解决措施

闫国华,周 胜,颜军明,俞照辉,文 忠

(1．国核电站运行服务技术有限公司,上海200233;2．中核核电运行管理有限公司,浙江314300)

核电站冷却剂系统测温旁路支吊架失效原因分析及解决措施

闫国华1,周 胜2,颜军明2,俞照辉1,文 忠1

(1．国核电站运行服务技术有限公司,上海200233;2．中核核电运行管理有限公司,浙江314300)

采用Bentley AutoPIPE软件对在役检查经常出现支吊架失效的核电站冷却剂系统测温旁路管线进行静态分析。结果表明:弹簧吊架热态失载是由于主管道实际热位移偏离设计值,弹簧选型余量不足引起的。通过对弹簧吊架重新选型,其热态位移量在量程范围内,载荷变化率符合设计要求,且更改后的测温旁路一次应力、二次应力均符合规范要求。在随后的机组大修检查中,该条管线未再出现弹簧失效故障。

支吊架;失效;原因分析;解决措施;核电站

管道支吊架是管道系统的重要组成部分,用以承受管道载荷、限制管道位移和控制管道振动。因设计不当、安装错误、长时间运行等原因,管道支吊架会产生状态异常、失效等问题,如弹簧过载/失载、阻尼器漏油、滑动支架滑动面脱开不受力等,这将使得管道运行应力升高,局部产生塑性变形,最终导致管道强度失效或疲劳失效,引发破裂泄漏事故[1]。对于核电站核岛冷却剂系统来说,这将引起放射性物质的外泄。因此,保证核电厂核岛冷却剂系统管道支吊架的正常功能是核电厂每次换料大修的一项重要任务。

为了及时发现并解决管道支吊架在机组服役过程中可能出现的问题,消除安全隐患,需要按照法规要求对支吊架开展系统的检查工作,并对缺陷支吊架进行诊断与分析,提出合理的维修和改造方案[2-4]。

本文根据某核电站历次换料大修核岛支吊架检查缺陷统计结果,对经常出现弹簧吊架热态失载的核岛冷却剂系统测温旁路进行建模,分析导致弹簧吊架失载的根本原因,并提出合理可行的整改措施。

1 在役检查概况

在对某核电站进行换料大修检查时发现,核岛冷却剂系统测温旁路支吊架经常出现弹簧吊架失载现象,且调整后在下次大修检查期间仍发现有失载,具体见表1。其中,弹簧支吊架主要用于承受管道和介质自重及工作载荷且其承载力随着支吊点处管道垂直位移的变化而变化。而阻尼器属于减振装置,承受冲击载荷,根据管道振动基本方程,其只有在管道发生振动时起作用,允许管道自由热胀冷缩[5]。因冷却剂系统管路在核电站从冷停堆状态(冷态)升温到满功率运行状态(热态)时,存在热位移,从而引起弹簧支吊架载荷发生变化(见图1)。该热态下,弹簧吊架刻度块指示已超出零位,处于失载状态。

表1 核岛冷却剂系统测温旁路支吊架近3年检查缺陷汇总

图1 核岛冷却剂系统测温旁路弹簧失载图示

2 建模分析与解决方案

为了找出弹簧吊架失载的根本原因,利用Bentley AutoPIPE软件对该冷却剂系统测温旁路进行建模,并设置如下:管道规范为Design and Construction Rules for Mechanical Components of PWR Nuclear Islands(即RCCM Code),环境温度为21.1℃,设计温度为343℃,设计压力为17.2 MPa,管道材料为A312-TP304N,缩径前管路规格为ϕ88.9×11.1 mm,缩径后为ϕ60.3×8.7 mm,保温层为石棉,厚度为100 mm,保护层材料为镀锌铁皮,厚度为0.3 mm。管路示意图如图2所示,共布置有9组支吊架(见表2)。其中,3组弹簧吊架,3组限位支架,3组阻尼器。弹簧吊架参数见表3。

图2 冷却剂系统测温旁路管线图

表2 冷却剂系统测温旁路支吊架布置

表3 冷却剂系统测温旁路弹簧吊架参数

图2中所选固定座连接至冷却剂系统主管道,通过现场测量,其热态位移与设计值偏差如表4所示。

对上述管道进行静力学分析,其在冷态和热态下的位移如图3所示。其中,单线图为管道初始位置。冷态状态下仅考虑管道和流体自身重力载荷,热态状态下还需承受热载荷及固定座的热位移。为了减少测温旁路对冷却剂主管道施加较大的作用力,A1-A5管段无Z向限位支承,管段柔性较大,冷/热状态下均有较大位移。B1至固定座之间管段较长,热态下因管道膨胀,使得该管段冷态竖直方向的位移得到一定程度补偿。两种状态下,弹簧吊架的位移变化量如表5所述。

表4 与主管道连接的固定座热态位移与设计值偏差

图3 冷却剂系统测温旁路冷/热态位移图示(a)冷态位移;(b)热态位移

表5 弹簧吊架在冷/热状态下的载荷与位移变化量

由图3(b)及表5可知,热态下A1-A5管段因热膨胀及固定座热位移影响,向Z轴正方向产生较大位移,从而导致弹簧吊架载荷、刻度值均有较大程度减小,A1、A4吊点处弹簧吊架刻度值为负,已超出零位,处于失载状态。同时,根据弹簧选型手册规定,弹簧在冷热态的载荷A1吊点处弹簧吊架载荷变化率为46.4%,A2吊点处弹簧吊架载荷变化率为62.5%,均超出规定。同时,由表5可知,在设计状态下,A1、A4吊点处弹簧刻度值虽在量程范围内,但其余量很小,结合表4可确定弹簧吊架经常失载的根本原因在于主管道实际热位移偏离设计值,弹簧选型余量不足引起的。

以弹簧热态工作载荷和热位移量为依据重新选取型号[3,6],见表6。同时考虑热态运行时管道受激振动引起的位移影响,对管系容易发生共振的低阶模态进行了分析(见图4)[5],可知A1、A4吊点处管线的振动位移极小,可忽略不计,这主要是由于阻尼器的减振作用所致。由表6可知,重新选型后,A1、A4吊点处弹簧吊架热态刻度均在量程范围内,载荷变化率分别为20.7%和22.8%,满足设计要求。

表6 失载弹簧吊架重新选型

图4 冷却剂系统测温旁路一阶、二阶模态图示(a)一阶模态;(b)二阶模态

根据规定,管道支吊架如发生变更,必须保证管系满足强度和热疲劳要求,需对管系进行一次应力和二次应力校核计算[3,7]。一次应力是指重力和压力等持续载荷作用下的应力,二次应力是指因管道热膨胀或端点位移引起的应力。弹簧型号变更后的管系应力计算结果如图5所示。一次应力比和二次应力比(应力比为工作应力与许用应力之比)最大值均为0.64,符合规范要求,故弹簧吊架选型更改合适。

依上述措施对管线支吊架整改后,在随后的机组大修检查中,再未出现弹簧热态失载故障,管线运行状态良好。

3 结论

(1)通过对冷却剂系统测温旁路进行静态分析可知弹簧吊架热态失载是由于主管道热位移偏离设计值,弹簧选型余量不足引起的。

(2)弹簧吊架重新选型后,其热位移量在量程范围内,载荷变化率符合设计要求。

(3)弹簧吊架重新选型后,冷却剂系统测温旁路管线一次应力、二次应力均符合规范要求。

图5 失载弹簧吊架重新选型后的管系应力计算图示(a)一次应力;(b)二次应力

(4)通过治理,在随后的机组大修检查中,该条管线未再出现弹簧失效故障。

[1] 林其略,周美芳．管道支吊技术[M]．上海:上海科学技术出版社,1993．

[2] RSE-M压水堆核电厂核岛机械设备在役检查规则[S]．1997．

[3] DL/T 982核电厂汽水管道与支吊架维修调整导则[S]．2005．

[4] ASME B31.1附录Ⅵ动力管道运行、维护和改装的推荐实施规定[S]．1998．

[5] 方同,薛璞．振动理论与应用[M]．西安:西安工业大学出版社,1998．

[6] 江苏电力装备有限公司．核电站标准支吊架手册．

[7] 温睿麟,李朝,王小迎等．电站汽水管道激振型振动控制方法[J]．技术交流与应用,2010．

An analysis and solution for the failures of the supports and hangers of the NPP coolant's temperature measurement pipline

YAN Guo-hua1,ZHOU Sheng2,YAN Jun-ming2,YU Zhao-hui1,WEN Zhong1
(1．State Nuclear Power Plant Service Company,Shang Hai 200233,China;2．CNNP Nuclear Power Operations Management Co．,Ltd,Zhejiang 314300,China)

An static analysis of some NPP coolant's temperature measurement pipeline,which supports and hangers were often disable in function found in-service inspection,was conducted by Bentley AutoPIPE．The results showed that the cause of spring hangers'load loss beyond the scale range in thermal state was due to thermal displacement deviate from the design value and short margin of spring selection．After modification,thermal displacement of the spring hanger was in the scope of the scale and the spring load change ratio met the design requirements．And furthermore,the primary stress and secondary stress of the temperature measurement pipeline complied with the code requirements．During the following in-service inspection,no malfunctionof spring was found in this pipeline．

Supports and Hangers;Failure;Cause and solution research;Nuclear power plant

TL38

A

0258-0918(2016)02-0231-06

2015-11-29

国家重大科技专项 (2015ZX06002005)

闫国华(1984—),男,陕西韩城人,硕士,工程师,现从事核电站运行维护技术方向研究