某核电厂管道振动验收准则的计算和超标处理

徐　宇，盛朝阳，王　庆，凌礼恭

某核电厂管道振动验收准则的计算和超标处理

徐宇，盛朝阳*，王庆，凌礼恭

（生态环境部核与辐射安全中心，北京 102442）

某核电厂自动卸压系统（ADS）管道在热试过程中发生了振动超预期事件。为确定该管道振动超标的原因和处理措施，参考ASME核电厂运行和维修标准及导则第3篇，通过计算确定了该管道的振动验收准则。通过比例模型试验确定了管道振动超标的根本原因，并给出了针对性的解决管道振动超标的措施，可以作为核电厂管道振动超标问题处理的参考。

管道振动；ASME核电厂运行和维修标准及导则；核电厂标准审查大纲

鉴于核电厂中的管道会经历不同程度的振动，管线若长期受到振动引起的交变应力的作用，即使设计满足其强度要求，也可能产生疲劳破坏[1-3]。因此，在设计和调试阶段都必须关注管道的振动效应。当管道振动超出容许的极限时，需要采取纠正行动将振动减低到能接受的低水平。

某核电厂自动泄压系统（ADS）第4级管道连接在热管段上，母管直径为18英寸，然后分支为两个14英寸的支管流道，每个分支流道设置了一台电动隔离阀和一台爆破阀（见图1）。

图1　ADS第4级管线示意图

该核电厂热试期间，主泵升转速至 100%后，现场巡检人员发现ADS第4级B&D列管线振动剧烈（其中D列排放管道末端的爆破阀最高振动值为77.9 mm/s，远超一般工艺管道振动速度的验收准则12.7 mm/s[4]），且在采取调整管道支架拉杆长度、改变支架间隙并将阻尼器改为刚性支架等一系列措施后仍未解决振动超标问题。

1　管道振动的行业规范和标准

针对管道的稳态振动，管道的布置和支承应使振动减到最小限度，设计师应负责通过设计和通过对启动或初始运行状态的观测，确保管道系统的振动处在可接受的范围内；针对管道的瞬态振动，在管道设计中应考虑由外部载荷或内部载荷引起的冲击力。

美国机械工程师学会（ASME）颁布的《锅炉及压力容器规范》（以下简称“ASME规范”）[5]第Ⅲ卷NB/NC/ND 3622.3以及ASME B31.1[6]（动力管道）中都有关于管道振动的相关要求。

此外，美国核管会（USNRC）管理导则1.68[7]，“水冷核电厂初始试验程序”和NUREG- 0800 核电厂安全分析报告标准审查大纲 3.9.2节[8]，“系统、部件和设备的动力试验和分析”对核电厂的管道振动做了进一步的要求，其重要性在于要求大部分管道执行稳态和瞬态振动试验。

SRP3.9.2介绍了针对管道系统、机械设备、反应堆堆内构件及它们的支承件（包括导管和电缆托架，以及通风管的支架）在振动载荷下，包括因流体流动（尤其是因不利流体条件引起的载荷，例如支架管道和蒸汽系统管线中的流体不稳定性）和假设地震事件产生的载荷下确保结构和功能上的完整性所应用的准则、试验规程和动力分析。遵守SRP本节第Ⅱ小节的具体准则将为系统、部件及设备适当的动力试验和分析提供合理保证。在启动试验期间，应进行管道振动、安全卸压阀振动、热膨胀和动态效应等试验。需监测的系统包括：

（1）所有ASME规范1级、2级、3级的系统；

（2）在抗震Ⅰ类[9]构筑物内的其他高能管道系统；

（3）系统的高能部分失效后会使抗震Ⅰ类核电厂设施的功能，降低到安全上不可接受允许的程度；

（4）位于安全壳外的中能管道系统中属于抗震Ⅰ类的那些部分。

USNRC管理导则1.68描述了适用于轻水冷却核电厂初始试验程序的一般范围和深度，其附录A“初始试验程序”第1章“预运行试验”与管道振动试验有关。该试验应该通过观察和测量来验证管道和部件的位移、振动和热膨胀可以接受，适用的范围与SRP3.9.2上述部件一致。

为了满足上述规范和导则对于管道振动的要求，ASME出版了核电厂运行和维修标准及导则（OM-S/G）（1995 版+1996 补遗）[4]第3篇“核电厂管系预运行和初始启动时的振动试验要求”（以下简称“OM-3”）。OM-3提供了评估管道振动严重程度的试验方法和验收准则，推荐使用合适的仪器和测量技术进行稳态和瞬态振动试验，给出纠正行动的建议，并讨论了潜在的振动源。

2　管道振动验收准则的计算

鉴于电厂中的管道会经历不同程度的振动，必须设定振动的容许极限来确定具体的振动管道是不是一个潜在问题。当评估振动问题时，要考虑不同的参数，包括管道应力、疲劳极限、管道变形和管道系统部件的动作等。例如，某种程度的管道振动由于未造成管道自身的失效而可以接受，但由于严重到足以引起管道支撑或敏感设备（如高速旋转的泵）的过早失效而不可接受。管道，尤其是大口径管道的振动能成为失效源，因此需要采取纠正行动将振动减低到能接受的低水平。对于新的设计申请，试验规程应该和ASME OM-S/G的OM-3，以及第7篇“核电站管道系统热膨胀试验的要求”保持一致。

针对管道振动监测和试验，OM-3包括了目视检查方法、鉴定管系的简化方法以及稳态和瞬态振动的精确验证方法，此外还有仪器和振动测量要求、纠正行动以及潜在的振动源。

OM-3将管道振动分为了稳态振动和瞬态振动，对于每一种类型的振动，管道系统又被分为三个振动监测组（VMG）中的一组。对于每一个VMG，OM-3规定了相应的鉴定方法。

VMG-1涉及到精确确定振动应力的精密鉴定方法，此外还可能涉及分析和试验结果之间相关性的详细分析，或者涉及到使用足够多的应变片来确定最大应力值。

VMG-2是一种旨在保守评估管道振动应力的简化鉴定方法，该方法基于使用简化梁模型建立的管道振动部分的模型，及根据位移或速度确定振动限值。该方法适用于承受稳态振动且可接近管系各点进行一系列振动测量的系统。

VMG-3涉及到目视检查。基于以往的运行经验和工程判断，归类为VMG-3的管系振动是合格的。如需严格的定量评定，应使用VMG-1和VMG-2中的方法。

在管系各点连续作速度测量以定出最大振动速度点的位置，最终在该点测出最大速度max，满足

上述公式中allow为许用速度峰值，表达式为：

式中1为补偿管道特征跨度上集中质量影响的修正系数（见图2），如集中质量小于直管、L型弯头、U型弯头、Z型弯头跨段质量的17倍，则对速度筛选可用保守值0.15；2为ASME第Ⅲ卷规定的二次应力指数；3为考虑管内介质和保温层质量的修正系数；4为与固定端不同的端条件和与直跨不同的结构型式有关的修正系数；5为考虑偏离共振的强迫振动修正系数；=1.34；el=0.8A，A为交变应力；为许用应力减弱系数；2为ASME第Ⅲ卷规定的局部应力指数。

图2　修正系数C1

如果把相关修正系数的保守值组合起来，得到的准则表示任何形式管道的安全振动水平。用此准则校核管系，振动速度小于初选值的管道不再要求进一步分析。振动速度大于初选值的管道不一定有过大的应力，但需作进一步分析以确定其是否可接受。

3　算例分析

从上述参数的选取过程可以看出，管系振动速度限值取决于许多材料及几何条件的多个变量组合。处理这个复杂问题的方法之一是把管系分成易于确定和模拟的特征跨，则速度测量值能按特征跨计算的许用速度限值保守地校核。ADS-4 B&D列管道系统三维图如图3所示。

图3　ADS-4 B&D列管道系统三维图

针对ADS-4管道B列，拉杆RCS-PH- 11R0107和支撑RCS-PH-11R0387将其分为了3段，理论上需要以这两个支撑为界将B列共计分为5个管跨分别计算其振动验收准则，即主管道三通至RCS-PH-11R0107、RCS-PH- 11R0107至爆破阀、主管道三通至RCS-PH- 11R0387、RCS-PH-11R0387至爆破阀以及RCS-PH-11R0107至RCS-PH-11R0387。但主管道三通至RCS-PH-11R0107上没有集中质量；由于电动隔离阀的质量远小于其与爆破阀质量之和，故RCS-PH-11R0107至RCS-PH-11R0387的计算结果可以被RCS-PH-11R0107至爆破阀包络。因此，只分别计算主管道三通至RCS-PH-11R0387，以及RCS-PH-11R0107和RCS-PH-11R0387 至爆破阀管跨的振动验收准则是保守的。

针对ADS-4管道D列，拉杆RCS-PH- 11R0393和拉杆RCS-PH-11R0386将其分为了3段，理论上需要以这两个支撑为界将D列共计分为5个管跨分别计算其振动验收准则，即主管道三通至RCS-PH-11R0393、RCS-PH-11R0393至爆破阀、主管道三通至RCS-PH-11R0386、RCS-PH-11R0386至爆破阀以及RCS-PH-11R0393至RCS-PH-11R0386。但RCS-PH-11R0393至RCS-PH-11R0386上没有集中质量；主管道三通至RCS-PH-11R0386的计算结果可以被主管道三通至RCS-PH-11R0393管跨包络，故只分别计算主管道三通至RCS-PH-11R0393、以及RCS-PH-11R0393和RCS-PH-11R0386至爆破阀管跨的振动验收准则是保守的。

综上计算，ADS-4管道B列和D列振动许用速度限值汇总如表1所示。因此，ADS-4管道B列和D列振动许用速度限值取RCS-PH- 11R0107至爆破阀管跨的计算结果，为45.01 mm/s。

表1　ADS-4管道B&D列振动许用速度限值汇总表

4　解决方案

针对本案例，采用更精确的修正系数计算得到了管道振动许用速度峰值，但实际振动速度77.9 mm/s仍超过了限值45.01 mm/s，因此需要采取进一步的处理措施以缓解管道振动。

通常，引起管道振动的原因主要有：

（1）机械系统的动力平衡性；

（2）管道内部流体流动状况；

（3）管道流体的脉动压力[10, 11]。

针对本案例，开展了多工况下的1/4比例模型试验，主要包括热管段、ADS-4管道、RNS管道以及水箱、辅助管道等。相似性主要要求包括热管段与ADS-4管道内径的比值应与电厂实际比值一致；热管段的雷诺系数必须大于要求值；水工频率（热管段流速与ADS-4管道内径的比值）必须与电厂实际值一致。最终通过试验证实振动超标是由声共振引起的。具体原因为ADS-4与主回路连接三通处漩涡脱落产生流体激励（压力波）；由于漩涡脱落频率与流体声共振频率锁定，压力波被放大；声振动频率与管线结构频率重合，最终导致了激发管道振动（见图4）。

针对上述原因，其解决思路主要有改变漩涡脱落频率，如在支管上增加孔板；或者改变声共振频率，如改变管道长度、增加消音器或稳压装置。具体的处理措施主要可以分为三个方面：

（1）振源。可以分别从降低振幅和改变激励频率两方面采取应对措施，如增加三通前/后端倒角和设置导流等；

（2）传递途径，即改变声模态频率。具体措施包括改变管道长度和改变流体温度等；

（3）管道属性。可以分别从改变管道固有频率和降低管道振幅两方面采取应对措施，如增加刚性支撑[12, 13]、修改支撑为弹性支撑、对管道增加配重和增加吸振装置[14, 15]等。

本案例中最终通过采取三通后缘打磨（见图5），以及增加拉杆支撑的措施，解决了管道振动超标问题。证实了上述分析过程和应对措施的适当性。

图5　打磨倒角示意图

5　结论

针对核电厂中管道振动超出容许极限，本文选取实际发生的典型案例，计算得到了管道振动的许用速度峰值，并在振动机理分析的基础上归纳总结出不同的处理方案，可以作为核电厂管道振动超标处理的参考。

［1］ 杨纪晨，宋明亮，梁聪聪，等．高压给水加热器至除氧器疏水管道异常振动原因分析及处理［J］．核动力工程，2018，39（S2）：142-145．

［2］ 王红珂，徐德城，林磊，等．管卡改进在核电厂仪表管振动治理中的应用［J］．噪声与振动控制，2019，39（4）：254-259．

［3］ 赵力电．压力管道振动分析［J］．管道技术与设备，2006（6）：31-32．

［4］ ASME核电厂运行和维修委员会．核电厂运行和维修标准及导则［S］．2004．

［5］ American Society of Mechanical Engineers．Rules for construction of nuclear facility components［S］．New York：ASME，2004．

［6］ American Society of Mechanical Engineers．Power Piping［S］．New York：ASME，2004．

［7］ United States Nuclear Regulatory Commission．Regulatory Guide 1.68，Initial Test Programs for Water-Cooled Nuclear Power Plants［S］．2013．

［8］ United States Nuclear Regulatory Commission．Standard Review Plan 3.9.2，Dynamic Testing and Analysis of Systems，Structures，and Components［S］．2007．

［9］ United States Nuclear Regulatory Commission．Regulatory Guide 1.29，Seismic Design Classification［S］．2016．

［10］梅晓好，魏旭峰，夏军，等．核电厂主蒸汽管道振动原因分析与治理［J］．工程建设与设计，2020（20）：100-101，111．

［11］胡士光，沈小要．核电厂管道振动原因分析及对策［J］．噪声与振动控制，2015，35（3）：208-210．

［12］党锡淇，黄幼玲．工程中的管道振动问题［J］．力学与实践，1993（04）：9-16．

［13］周小剑．核电厂常规岛高压加热器应急疏水管道振动分析及处理［J］．科技视界，2020（28）：51-53．

［14］李岗，梁兵兵，殷海峰．核电厂常规岛工艺管道振动改善研究［J］．核动力工程，2012，33（6）：93-95，100．

［15］陈钊，何立东，邓哲．不同安装位置下主动阻尼装置对管道振动的控制效果研究［J］．北京化工大学学报（自然科学版），2020，47（3）：93-99．

Calculation of the Vibtation Acceptance Criteria for the Pipeline in a Nuclear Power Plant and Treatment of the Vibration Limit-exceeding Item

XU Yu，SHENG Zhaoyang*，WANG Qing，LING Ligong

（Nuclear and radiation safety center，Beijing 102442，China）

An unexpected vibration event occurred in the Automatic Depressurization System（ADS）of a nuclear power plant during hot function test.In order to determine the cause and treatment measures for the excess vibration of the pipeline，referring to the ASME OM-S/G “Standards and Guides for Operation of Nuclear Power Plants，”Part 3，“Requirements for Preoperational and Initial Start-Up Vibration Testing of Nuclear Power Plant Piping Systems”，the vibration acceptance criteria for the pipeline were determined by calculation.The root cause of the pipeline vibration exceeding the standard was determined through the scale model test，and the corresponding measures to solve the pipeline vibration exceeding the standard are given，which can be used as a reference for handling the pipeline vibration exceeding the standard in nuclear power plants.

Piping vibration；ASME OM；SRP

TL48

A

0258-0918（2022）02-0353-06

2021-03-01

徐 宇（1986—），男，湖北随州人，高级工程师，硕士，现从事核安全设备方面研究

盛朝阳，E-mail：sheng_nsc@163.com