基于PIPESTRESS的核一级辅助管道疲劳分析方法研究

为防止管道失效,RCC-M规范规定除应考虑自重、压力等载荷变化导致的应力变化外,核一级辅助管道必须考虑热膨胀和热弯曲应力变化对疲劳累积使用系数的影响。重点研究基于PIPESTRESS的核一级辅助管道疲劳分析的基本方法,并以某电站核一级辅助管道为例,通过专用管道力学分析软件PIPESTRESS确定管道在温度载荷(热膨胀、温度梯度和锚固点热位移)、压力载荷和机械载荷等交变载荷作用下各瞬态工况应力变化幅值,采用雨流计数法计算疲劳累积使用系数进行疲劳分析和评定。     

基于RCC-M与ASME的核2/3级管道应力评定比较

RCC-M《法国压水堆机械设备制造与设计规范》和ASME《美国机械工程师协会标准》为目前核电厂广泛采用的技术标准,两者对压水堆核2/3级管道应力评定的规定相似但不完全相同.论述了核2/3级管道应力分析及评定的方法;总结了RCC-M规范和ASME标准对核2/3级管道应力评定的要求,比较了不同载荷工况下两者的差异;以某管道为例,应用PIPESTRESS软件分别按照RCC-M规范和ASME标准对其进行应力评定.结果表明:总应力计算结果与应力增强系数和一次应力指数关系密切,RCC-M规范侧重压力的影响,ASME标准侧重自重及偶然荷载的影响.在内压为零及内压不大的情况下,ASME相对RCC-M更偏于安全.而对于内压较大,自重及偶然荷载的影响较小的情况下,RCC-M相对ASME更偏于安全.     

某项目主泵轴封水管线固定点设计优化

核级管道的应力分析是为了保证管道以及与其相连的设备、支架的安全。某研发项目管道需要考虑破管载荷,增加破管载荷后管道支架需要承受较大载荷,尤其是固定点,由于土建已经固化施工,埋板的边界条件差,导致埋板应力及混凝土应力不通过,通过调整固定点的位置来改善边界条件,然后再改变埋板形式,最终埋板应力比0.63,混凝土应力比0.67。使用Pipestress软件对轴封水管线进行静力学和动力学分析。经过分析,管线在承受自重、压力、热膨胀、地震、破管载荷的作用下,满足RCC-M规范应力评定准则和可运行要求。     

核级设备简化弹塑性疲劳分析中的塑性修正

ASME和RCC-M规范中规定了核级设备简化的弹塑性疲劳分析方法。规范中规定了泊松比效应和应力应变非线性导致的塑性修正因子(K_e)。RCC-M规范提出了分别适用于机械载荷和热载荷作用下的塑性修正因子。文中对蒸汽发生器主给水接管隔热套管进行疲劳分析,采用上述修正因子进行塑性修正并比较。结果表明在总应力中热应力占主导的情况下,ASME规定的塑性修正系数最为保守,RCC-M规定的塑性修正系数次之,泊松比效应导致的塑性修正因子保守性最小。     

基于RCC-M规范快速计算管道热冲击应力的探讨

对管道热冲击应力快速计算方法和核一级设备设计规范(对比RCC-M规范和ASME规范)中管道壁厚径向线性温度分布引起应力分类方法展开研究,探讨了核电厂在线疲劳监测系统中快速、精确计算管道热疲劳应力的方法。以核电厂某典型的管道T型接头为分析对象,分析了基于格林函数快速计算管道热冲击应力响应方法的有效性。研究结果表明,参考瞬态下,格林函数计算结果与有限元数值仿真结果偏差在0. 5%范围之内,基于格林函数快速计算管道热冲击应力具有较高的可靠性;参考分析瞬态下径向线性温度分布引起管道轴向最大应力值占设计规范限制3Sm的7. 03%,相比ASME规范的设计要求,RCC-M规范的分析准则存在不必要的保守性。     

某压水堆核电厂稳压器排放管疲劳分析方法改进

稳压器排放管是某压水堆核电厂最重要的核一级管道之一。因稳压器与三组安全阀之间的U形液封管段存在热分层效应,管线承受显著热交变载荷,疲劳累积使用因子过高。根据RCC-M规范,建立管道局部有限元分析模型,采用"混合分析法"对计算分析方法进行改进。分析结果表明,该管线疲劳累积使用因子可显著降低。     

基于三维应力分量的管道热疲劳监测数据分析

美国ASME规范第Ⅲ卷和法国RCC-M等规范均基于交变应力强度进行核一级部件疲劳寿命分析。受制于技术发展的限制,管道热疲劳分析中多采用单个方向应力或应力强度进行载荷循环峰谷值探测与载荷循环配对,但交变应力强度峰谷值探测与载荷循环配对情况不应基于任意两个时刻的单个方向应力或应力强度数值之差进行分析,而应基于单元体任意时刻6个应力分量进行评估(尤其对于各应力分量达到峰谷值时存在时间差,或主应力方向发生偏转的情况)。基于核电厂核一级管道的监测数据,探讨建立一套基于格林函数计算热应力和极值窗口进行交变应力强度计算的管道热疲劳详细分析方法,并通过核电厂某一管嘴的热疲劳分析,详细介绍了该分析方法的应用过程。典型案例分析结果表明,峰谷值探测与循环配对中未采用三维应力分量和极值窗口法时,计算获得交变应力强度的非保守度达9. 66%。     

核安全一级管道应力计算程序比较

针对核电站项目的特殊性,按照RCC-M规范,以某稳压器先导管为例,比较Peps程序与SYSPIPE程序对某核安全一级管道的应力计算差别。计算结果表明,在O级工况下,SYSPIPE与Peps应力计算结果非常接近,最大应力比误差为1.9%;在A,D级工况下,SYSPIPE与Peps最大应力比计算结果误差分别为3.1%,3.2%,在管道设计与校核计算中需要重点关注;疲劳使用系数几乎为零,SYSPIPE与Peps计算结果相当。分析过程和计算结果为管道设计者和计算校核者提供一定的参考。     

某项目安注管线热棘轮效应分析与评定

核电站在运行期间,核反应堆的压力容器和管道会承受内压、循环热载荷及振动等各种复杂载荷工况,这些工况会导致材料或结构发生棘轮效应,缩减材料或结构的疲劳寿命,严重影响压力容器和管道的安全可靠性。RCC-M规范中对压水堆核电站管道的热棘轮效应是基于BREE图进行规定的,计算发现,当管道受到很大热冲击瞬态载荷时,可能会出现不能满足此规范要求的情况,这时就需要进一步对管道棘轮安定性进行分析。分析RCC-M规范对于管道热棘轮的计算公式及评定要求后发现,可以采用薄壁圆筒近似公式对管道棘轮效应进行评价,分析结果表明,在循环热冲击载荷作用下产生的热棘轮效应能够满足RCC-M规范要求,对工程设计有一定参考价值。     

某项目核取样系统管线应力评定分析

核电站安全壳是重要的安全防御边界,确保取样管线穿过安全壳时的结构完整性及安全性十分重要。为了确保安全壳的气密性和完整性,会在安全壳机械贯穿件中设置贯穿件膨胀节。但是,安全壳机械贯穿件上设置的膨胀节会对取样管线的应力计算产生影响;而不同类型的机械贯穿件,其上面设置的膨胀节连接形式不同,因此,对管道应力计算时的影响也不相同。介绍了RCC-M规范对取样管线与安全壳机械贯穿件膨胀节焊接时的应力分析和评价方法,重点研究A型机械贯穿件上设置的膨胀节对取样管线应力分析的影响,并给出了考虑贯穿件膨胀节对管道应力计算影响后导致管线不能满足RCC-M时的优化方案。该研究对核电站设计人员有一定的参考价值。