300MWe压水堆核电厂主设备力学分析和.docx
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300MWe压水堆核电厂主设备力学分析和
300MWe压水堆核电厂主设备力学分析和
3OOMW€压水堆核电厂主设备力学分析和
研究:
从设计到寿命治理
姚伟达贺寅彪窦一康谢永诚张明梁星筠
(上海核工程研究设计院,2OO233)
摘要:
秦山核电厂(秦山一期)是中国第一座自行设计,建筑和运行治理的300MWe压水堆核电厂.上
海核工程研究设计院作为秦山核电厂的总体设计单位
,于上世纪70年代初开展大量设计,研究和开
发工作,
解决设计,建筑和运行中遇到的各类工程咨询题,其中反应堆结构力学是确保核电厂主设备安全可靠
运行重
要的推测与仿真手段之一.本文概要地介绍反应堆结构力学在核电厂设计,建筑,调试和运行等不同
时期,
在设备的安全性和可靠性评估及老化,寿命评估方面所扮演的角色.本文要紧内容涵盖核蒸汽供应系
统主
设备的分析法设计,安全分析有关的力学咨询题,承压设备的一些专门咨询题(快速断裂的防止,密封
分析及
试验验证等),流致振动的试验研究,设备的抗震鉴定,设备的失效诊断及缘故分析,振动鉴定和诊断
术,承压设备的在线监测技术,缺陷评估方法,核电厂主设备的老化与寿命评估方法等
关键词:
核电厂主设备反应堆结构力学分析和试验
1引言
中国于上世纪70年代初启动核电厂建筑项目,由于当时专门的国际环境条件,与那些
1982年决定在浙江海盐建筑300MWe压水堆核电厂原型堆,通过多年的困难工作,从设计,
设备采购,设备制造,土建和安装到调试和安全评审,1991年12月15日,秦山核电厂作
为中国大陆第一座核电厂终于投入运行,迎来了中国和平利用核能的新纪元.现在,中国大
陆已有9座核电机组投入运行,总装机容量为6800MWe作为在中国最早从事核电研发的
上海核工程研究设计院(上海核工院),在完成秦山一期项目后,又成功将具有自主知识产
权的中国核电出口到国外,为巴基斯坦建筑恰希玛一期300MW核电厂,该电厂以秦山一
期作为参考电厂,其抗震要求高于秦山一期,2000年恰希玛一期核电厂也成功投入运行
随着秦山核电厂和恰希玛核电厂(恰希玛一期)的相继投运,上海核工院连续为其提供技术
该项目为恰希玛一期的姐妹堆
支持.最近上海核工院又承接了恰希玛二期的核电设计项目
但采纳了最新的法规规范,在设计技术上提出更高的要求.自主开发的lOOOMWei水堆核
电厂CNP1000项目也正在进行中.
中国的核电研发从核电厂设计到在役电厂的安全可靠性地爱护
反应堆结构力学始终扮
演着重要的角色.本文概要地介绍反应堆结构力学在核电厂设计,建筑,调试和运行等不同
时期,在设备的安全性和可靠性评估及老化,寿命评估方面所扮演的角色.本文要紧内容涵
盖核蒸汽供应系统主设备的分析法设计,安全分析有关的力学咨询题,承压设备的一些专门咨询
题(快速断裂的防止,密封分析及试验验证等),流致振动的试验研究,设备的抗震鉴定,
设备的失效诊断及缘故分析,振动鉴定和诊断技术,承压设备的在线监测技术,缺陷评估方
法,核电厂主设备的老化与寿命评估方法等
2300MWe核电厂开发中反应堆结构力学所涉及的要紧方面
2.1分析法设计
上海核工院在开展秦山一期项目研究,开发的初期,中国的核安全法规尚未建立,要紧
参照美国的核安全法规,规范和标准,如美国联邦法规核能卷10CFR50,美国核管会的管
理导则R.G系列,美国机械工程学会锅炉与压力容器规范ASME等.按照规范要求,关于
回路的主设备(包括反应堆压力容器,堆内构件,操纵棒驱动机构,稳压器,蒸汽发生器和
主泵等)均需要采纳以详细应力分析,载荷组合和应力评定为基础的分析法设计的方法进行
设计.在上世纪70年代和80年代,尽管有限元分析在工程界已逐步推广使用,但限于当时
的软,硬件条件,一些复杂的结构还不得不依靠模型试验来获知其准确的应力分布
例如,
当时上海核工院开展了反应堆压力容器1:
10模型三维光弹试验研究[1],并在此基础上,于上世纪70年代末完成了反应堆压力容器进口接管的三维有限元分析[2],这是三维有限元首
次在中国核工程中的成功应用,在当时条件下,需要克服许多软硬件方面的困难
.在上世纪
90年代初,完成了秦山一期所有主设备的应力分析和最终安全分析报告的支持性材料
.在
其后的恰希玛一期项目中,基于秦山一期积存的体会和日益增多的国际间技术交流
加深了
对规范要求的明白得,分析法设计在上海核工院已形成完整的体系,所有应力分析报告实现标
准化,内容涵盖规范涉及的各项要求,包括瞬态应力分析,变形分析,密封分析,疲劳分析
断裂分析和反应堆压力容器承压热冲击等
从1999年到2002年,上海核工院在国家核能开发框架下,完成核电厂承压设备分析法
设计软件系统(DEBAS)的研制[3],该软件系统是通过对通用有限元软件进行二次开发,形
成符合规范要求的分析法设计专用软件,其中包括材料数据库,参数化分析模型库,瞬态载
荷库等,并与各类CAD软件有良好的接口,既能从CAD中直截了当读取分析模型,也能将分析
后优化的尺寸反馈给设计,实现分析,设计一体化.此外.DEBAS还集成一些专用程序,
如用于瞬态密封分析的SMEC-II,用于核2,3级设备应力分析和评定的SAPPC-II等.采纳
DEBAS后,使核承压设备的分析法设计周期缩短,设计更为合理和符合规范
2.2专门咨询题的专项研究
秦山300MW(核电厂设计建筑期间,进行了大量的专项科研研究,为了验证设计和满
足核安全局提出的要求,总共有141个与主设备结构力学有关的研究项目安排实施,解决各
类工程咨询题,其中反应堆压力容器有28项,堆内构件有31项,燃料组件有16项,蒸汽发
生器有30项,操纵棒驱动机构有12项,辅助设备有8项.以下将一些典型的研究作简要介
绍.
(1)反应堆压力容器密封性能研究[4][5]
密封性能是反应堆压力容器最差不多的性能之一,必须在设计时把握各项密封性能参数.由于
ASME规范中没有给出反应堆压力容器密封设计的规定,只能通过详细的试验研究,把握金
属"O"形环的密封设计与分析及制造技术.该项研究包括:
1)开发热瞬态工况下的密封性能分析程序(SMEC);2)通过各项试验验证程序,先后进行了1:
4模型的热态水力模拟试验和秦山一期调试时期螺栓载荷的现场超声测量;3)"O"形环材料的选择,管材镀银
工艺技术开发研究等.通过一系列研究,我们获得了螺栓协变载荷下热弹性接触咨询题的工程
运算方法,SMEC程序差不多(和将要)用于恰希玛一期(和二期)项目的设计.
(2)反应堆堆内构件的设计,分析和试验验证研究[6]
该研究项目包括如下方面要紧内容:
1)流致振动研究该研究是为了验证堆内构件在其整
个设计寿期内满足安全要求.按照流固耦合的相似性原理,研制开发了压力脉冲载荷下流致
振动的运算程序PIVCB,通过1:
10反应堆吊篮模型在静水和模拟实际流速的试验回路上
的系列试验,验证程序的合理性.该研究同时也为堆内构件螺栓防松试验提供载荷.2)强
地震下动态响应分析和试验研究该研究要紧针对恰希玛一期项目,因为其地震烈度要高于
秦山地区.通过1:
10模型在地震台上的模拟试验,取得动态特性参数,然后进行非线性动
态响应分析,其中包括间隙单元的应用
(3)主设备在地震加失水载荷下动态响应分析研究[7][8]
关于核蒸汽供应系统中存在间隙的主设备,如燃料组件,堆内构件,操纵棒驱动线和蒸汽发
生器管束等,安全分析最关怀的咨询题是在最不利的载荷组合(如地震加失水)下能保持结构
完整性并能保证执行相应的安全功能能力.研究重点在于具有间歇碰撞强非线性动态响应的
.反应堆结构的响应分析也为
模态分析方法,并结合局部的碰撞刚度验证试验.运用该研究成果,成功解决了秦山一期和
恰希玛一期最终安全评审遗留下的燃料组件动态响应分析咨询题
有关设备提供了载荷输入,如燃料组件和操纵棒驱动线等
(4)地震条件下操纵棒落棒时刻分析程序研究开发[9]
按照核安全要求,关于反应堆操纵棒系统,必须保证在任何工况条件下在规定时刻内完成落
棒动作,以保证反应堆的安全停堆,当地震发生时,横向振动导致落棒困难.自行研制开发
的SCRAM程序能模拟地震条件下落棒过程,并考虑操纵棒驱动线与外部导向筒的横向移动
及其间隙碰撞.该程序采纳1:
1的操纵棒驱动机构地震试验进行验证.在秦山一期和恰希
玛一期中,采纳该程序成功完成落棒时刻的运算工作
(5)蒸汽发生器管束动态分析研究[10]
该试验和分析研究于上世纪90年代初完成,要紧研究蒸汽发生器管束在地震载荷下的动态
响应分析.试验得出结论:
局部弱约束(如与套筒间隙)关于管束整体抗震响应无明显奉献
支承板的径向约束关于坚持水力振动的有效跨距是必须的
.试验与分析得到的管束载荷分布
吻合专门好,证明运算方法的合理性.
2.3核电厂调试期间管系和旋转机械的振动鉴定[11]
按照ASMEOM勺要求,核电厂管系和旋转机械在调试期间应进行振动鉴定,以尽早
发觉制造或安装中存在的咨询题,同时为以后的在役试验提供基准数据.上海核工院先后完成
4座核电厂的振动鉴定,包括:
秦山一期,恰希玛一期,秦山二期(2X600MWe压水堆核
电厂),秦山三期(2X700MWeCANDl型核电厂).振动鉴定包括按照ASME0僵求计
算振动承诺限值,关于重要管系和设备安排固定测点,记录瞬态振动信号供离线分析;关于
众多的一样管系和设备,采纳便携式测量仪器测量不同流量下的稳态振动.测量结果与运算
限值进行比较,确定是否通过振动鉴定.关于超限振动,采纳不同方法进一步测量和作出详
细分析,以找出超限缘故和处理计策
2.4核电厂辅助设备的抗震鉴定[12]
按照核安全的要求,关于核2,3级设备和抗震I类和II类设备,必须进行抗震鉴定,
以证实其在地震发生时(或地震发生后)仍能具备执行设计要求的安全功能能力.上海核工
院为秦山一期,恰希玛一期完成了一系列的抗震鉴定工作,其中包括:
采暖通风及空气调剂
设备,仪控机柜,电缆托架,热交换器,冷冻机组等.该类需抗震鉴定的设备通常量专门大
必须采纳包络的方法以减少工作量,缩短鉴定周期,选择典型设备作抗震试验.秦山一期的
体会可推广至其他核电厂,如立即投入发电的江苏田湾核电厂
2.5运行核电厂的定期安全审查[13][14]
按照中国核安全局颁布的法规要求,关于运行核电厂每十年必须进行一次安全评审,即
定期安全审查.秦山一期作为中国大陆第一座核电厂,因此也是第一个需要完成十年定期安
全审查.按照HAF0312导则要求,要求对秦山核电厂11个安全因素进行审查,秦山核电厂
将其中3项托付上海核工院进行审查,即:
安全分析,设备鉴定和老化治理,涉及整个电厂
的各种专业领域.老化包括法规老化和物理老化,法规老化指十年前构筑物,系统和设备
(SSCs)设计,制造,运行,在役检查,爱护修理所依据的法规通过十年进展,发生不同
程度的变化;物理老化是SSCs在其运行环境中,通过十年使用材质性能等指标发生了变化
定期安全审查确实是对SSCs按当前的法规,规范进行重新评估,考察其是否仍旧具有法规所
要求的安全裕度,关于不满足的SSCs提出纠正措施.反应堆结构力学在定期安全审查中发
挥重要的作用,要紧工作包括:
1)依据设计,制造,安装,调试和运行情形,评估安全相
关的SSCs在正常和事故情形下的结构完整性;2)依据材料性能,工作环境,及其他电厂或
组织的运行体会反馈,分析安全有关的SSCs老化机理,并提出延缓老化的措施;3)对所
有抗震I类的设备进行普查,对漏,缺项提出纠正措施.
2.6运行核电厂设备改造中的结构力学咨询题[15]
随着中国和出口的恰希玛电厂运行堆年的增加,设备局部结构失效事件也曾发生.例如:
反应堆下部防断支承组件,辐照监督管定位结构和RX厂房钢烟囱结构等均曾经发生不同程
度失效.作为设备改造和安全分析的一部分,针对失效结构开展了详细的力学分析研究.上
述三项结构失效的共同点是均由流致振动所致,因此,研究均从三维流体动力学(CFD)开
始,到流致振动(FIV)分析,载荷和应力及疲劳分析,原结构的失效缘故分析.研究的难
点在于流场的仿真模拟技术,结构的流致振动分析技术,大变形和塑性非线性分析,材料失
效机理分析,堆内螺钉防松分析技术等.对原结构和改造结构分不进行比较分析,并辅以必
要的试验验证,表明改造结构是合理可行的,并找出原结构的失效缘故
2.7运行核电厂关键设备老化治理和寿命评估[16]
上世纪90年代初秦山一期刚投入运行时,上海核工院就启动建立运行核电厂关键设备
老化治理和寿命评估研究项目框架,到上世纪90年代末,其目标和结构逐步清晰.2004年
计,制造,运行,在役检查和爱护等情形,对一些安全有关的重要设备建立各自的评估方法
研究有关的法规,规范和标准,使评估工作在符合规范要求的前提下程式化;研制和引进评
估的工具,包括CAE公共平台,通用和专用的程序,如:
断裂力学分析程序,承压热冲击
分析程序,概率断裂力学分析程序,材料数据库等等;役前和在役材料性能的研究,使评估
采纳的材料性能更加符合设备的实际情形;研制在线监测装置,获得设备(或系统)的实际
载荷谱,与在役材料性能结合,能较准确地推测设备的寿命.上述所有这些工作均直截了当或间
接地服务于运行核电厂,需要一批来自不同专业各类人才协同工作,才能完成核电厂关键设
下
建
备的老化治理与寿命评估.结构力学专业专门早就参与了老化治理与寿命评估的研发工作
面举二个例子讲明.
(1)反应堆压力容器老化,寿命治理与寿命推测方法研究[17]
该项目起始于上世纪90年代,与华东理工大学,浙江工业大学等外单位合作共同完成
判定其能否及时
对反应堆压力容器承压热冲击下的结构完整性展开深入的研究
同尺寸缺陷和不同类型缺陷的阻碍;按照ASME规范的要求,研制二维分析程序进行简化
工程运算;采纳热权函数方法研究带缺陷压力容器的行为.这些不同方法形成互校自检系统
以保证分析结果的准确性;2)研制开发概率断裂力学分析程序,判定反应堆压力容器的失
效概率,与承诺的设计基准相比较;3)运行瞬态的统计和归类,进行实际运行瞬态下的疲
劳分析,考察其疲劳剩余寿命;4)对核电厂的治理大纲和规程进行审查
检测和缓解设备的老化
(2)设备状态的在线监测系统研究[18]
设备剩余寿命的推测和设备实际状态的合理性判定,关于电厂至关重要
修或延寿提供依据.上海核工院研制开发了一批设备在线监测系统:
1)
疲劳寿命监测系统该系统包括如下几个模块:
数据采集模块,运算分析和评估模块和数据
查询模块,目前该监测系统已研制成功,不久将先在火电厂投入使用;2)地震监测系统根据有关的法规规定,关于核设施,地震发生时必须实时记录地震信号,为电厂采取何种应对
措施提供依据.该监测系统已在若干个研究堆上成功安装;3)目前正在研制和打算研制的监测系统核电厂一回路松动部件监测系统,堆内构件振动和中子噪声监测系统和承压部件
泄漏监测系统(LBB技术)等.
2.8反应堆结构力学以后走向展望
随着核电依靠项目招标和CNP1000项目的开展,核电技术的进展将进入为第三代先进
核电厂的研发,建筑提供支持,给从事反应堆结构力学的工作者提出专门多新课题.按照美国
URD勺要求,列举如下:
(1)
严峻事故下反应堆压力容器的结构完整性研究:
包括高温下铁素体钢专门性能研究
汽-水-固及液态金属间流体力学分析和传热分析,高温蠕变损害研究等;
反应堆结构力学会议论文文集,成都,1978年
[3]
秦承军,贺寅彪,核一级承压设备分析法设计软件系统研究[C],第十二届全国反应堆结
构力学会议论文专辑,烟台,2002年
[4]曲家棣,韩良弼,王柏松,徐定耿等,30万千瓦核电站反应堆容器密封性能研究[J],核
科学与工程,1987年
[5]JiadiQU,YikangDOU,SealinganalysisfornuclearvesselsofPWR[C],Transactionof
SMiRT9,G8/7,Lausanne,Switzerland,1987
[6]姚伟达,施国麟,姜南燕等,反应堆吊篮流致振动研究和试验[J],核科学与工程,1989
[7]姚伟达,谢永诚,张明等,主设备在地震加失水下结构响应研究[J],核动力工程,2002
[8]YongchengXie,WeidaYAO,GuolinSHI,etc.,Dynamicresponseanalysisforfuel
assemblies
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[9]窦一康,姚伟达,杨仁安,姜南燕等,事故工况下反应堆操纵棒落棒时刻运算[R],中国
核科学报告,1998年
[10]韩良弼,章富高,张明等,蒸汽发生器传热管固有振动特性试验研究[R],中国核科学
报告,1994年
[11]YongchengXIE,XingyunLIANG,Ren'anYANG,etc.,VibrationqualificationforrotatingequipmentandpipingduringcommissioningofNPPs[C],TransactionofICONE13,Beijing,
China,2005
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全国反应堆结构力学会议论文专辑,上海,2004年
[13]张明,姚伟达,定期安全审查期间核电厂设备的抗震鉴定[C],第十三届全国反应堆结
构力学会议论文专辑,上海,2004年
[14]YikangDOU,YinbiaoHE,XuelianXU,MingZHANG,XingyunLIANG,MethodologyonagingmanagementreviewformaincomponentsandstructuresofaPWRNPP[C],Transaction
of
SMiRT18,D01_2,Beijing,China,2005
[15]YongchengXIE,WeidaYAO,MingZHANG,YinbiaoHE,etc.,MechanicsandMaterial
ResearchesonComponentDesignImprovementsfor300MWeNPPs[C],TransactionofSMiRT
18,C06_3,Beijing,China,2005
[16]孙汉虹,窦一康,曲家棣,核电厂主设备寿命评估与寿命治理[C],第十届全国反应堆
结构力学会议论文专辑,成都,2000年
[17]YinbiaoHE,ToshikuniISOZAKI,FracturemechanicsanalysisandevaluationfortheRPV
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theChineseQinshan300MWNPPunderPTS[J],NEDVol.201,2000
[18]贺寅彪,姚伟达,邓晶晶等,承压设备高温蠕变疲劳在线监测和评估方法研究与程序
开发[R],上海核工院科研报告,2004年
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