300mwe压水堆核电厂主设备力学分析

n300MWe压水堆核电厂主设备力学分析和相关搜索:, , , , 300MWe压水堆核电厂主设备力学分析和研究:从设计到寿命管理 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,200233) 摘 要: 秦山核电厂(秦山一期)是中国第一座自行设计,建造和运行管理的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,建造和运行中遇到的各类工程问题,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预测与仿真手段之一.本文概要地介绍反应堆结构力学在核电厂设计,建造,调试和运行等不同阶段,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.本文主要内容涵盖核蒸汽供应系统主设备的分析法设计,安全分析相关的力学问题,承压设备的一些特殊问题(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,设备的失效诊断及原因分析,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. 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造项目,由于当时特殊的国际环境条件,与那些已经掌握先进核电技术的发达国家的技术交流甚少.在经过多年的堆型选择问题论证后,于1982年决定在浙江海盐建造300MWe压水堆核电厂原型堆,经过多年的艰苦工作,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.如今,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,为巴基斯坦建造恰希玛一期300MWe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,上海核工院继续为其提供技术支持.最近上海核工院又承接了恰希玛二期的核电设计项目,该项目为恰希玛一期的姐妹堆,但采用了最新的法规规范,在设计技术上提出更高的要求.自主开发的1000MWe压水堆核电厂CNP1000项目也正在进行中. - - 1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维护,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,建造,调试和运行等不同阶段,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.本文主要内容涵盖核蒸汽供应系统主设备的分析法设计,安全分析相关的力学问题,承压设备的一些特殊问题(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,设备的失效诊断及原因分析,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. 2 300MWe核电厂开发中反应堆结构力学所涉及的主要方面 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,主要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.根据规范要求,对于一回路的主设备(包括反应堆压力容器,堆内构件,控制棒驱动机构,稳压器,蒸汽发生器和主泵等)均需要采用以详细应力分析,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,虽然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,基于秦山一期积累的经验和日益增多的国际间技术交流,加深了对规范要求的理解,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中直接读取分析模型,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.采用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 特殊问题的专项研究 秦山300MWe核电厂设计建造期间,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相关的研究项目安排实施,解决各类工程问题,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,控制棒驱动机构有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45 密封性能是反应堆压力容器最基本的性能之一,必须在设计时掌握各项密封性能参数.由于- - 2ASME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,掌握金属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阶段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问题的工程计算方法,SMEC程序已经(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主要内容: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.根据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计算程序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 该研究主要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78 对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,控制棒驱动线和蒸汽发生器管束等,安全分析最关心的问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问题.反应堆结构的响应分析也为相关设备提供了载荷输入,如燃料组件和控制棒驱动线等. (4) 地震条件下控制棒落棒时间分析程序研究开发9 按照核安全要求,对于反应堆控制棒系统,必须保证在任何工况条件下在规定时间内完成落棒动作,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,并考虑控制棒驱动线与外部导向筒的横向移动及其间隙碰撞.该程序采用1:1的控制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,采用该程序成功完成落棒时间的计算工作. (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,主要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)对于管束整体抗震响应无显著贡献,支承板的径向约束对于维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很好,证明计算方法的合理性. 2.3 核电厂调试期间管系和旋转机械的振动鉴定11根据ASME OM的要求,核电厂管系和旋转机械在调试期间应进行振动鉴定,以尽早发现制造或安装中存在的问题,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(2600MWe压水堆核电厂),秦山三期(2700MWe CANDU型核电厂).振动鉴定包括按照ASME OM要求计算振动允许限值,对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;对于众多的一般管系和设备,采用便携式测量仪器测量不同流量下的稳态振动.测量结果与计算限值进行比较,确定是否通过振动鉴定.对于超限振动,采用不同方法进一步测量和作出详细分析,以找出超限原因和处理对策. - - 32.4 核电厂辅助设备的抗震鉴定12根据核安全的要求,对于核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:采暖通风及空气调节设备,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非常大,必须采用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.秦山一期的经验可推广至其他核电厂,如即将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1314根据中国核安全局颁布的法规要求,对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,当然也是第一个需要完成十年定期安全审查.根据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项委托上海核工院进行审查,即:安全分析,设备鉴定和老化管理,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,维护维修所依据的法规经过十年发展,发生不同程度的变化;物理老化是SSCs在其运行环境中,经过十年使用材质性能等指标发生了变化.定期安全审查就是对SSCs按当前的法规,规范进行重新评估,考察其是否仍然具有法规所要求的安全裕度,对于不满足的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,主要工作包括:1) 依据设计,制造,安装,调试和运行情况,评估安全相关的SSCs在正常和事故情况下的结构完整性;2) 依据材料性能,工作环境,及其他电厂或组织的运行经验反馈,分析安全相关的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问题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,所以,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,原结构的失效原因分析.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别进行比较分析,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原因. 2.7 运行核电厂关键设备老化管理和寿命评估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管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年上海核工院成立了核电厂设备评估和寿命工程技术中心,工作的主要内容是根据各设备的设计,制造,运行,在役检查和维护等情况,对一些安全相关的重要设备建立各自的评估方法;研究相关的法规,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- - 4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,使评估采用的材料性能更加符合设备的实际情况;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,能较准确地预测设备的寿命.上述所有这些工作均直接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备的老化管理与寿命评估.结构力学专业很早就参与了老化管理与寿命评估的研发工作,下面举二个例子说明. (1) 反应堆压力容器老化,寿命管理与寿命预测方法研究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,建立了反应堆压力容器老化管理和寿命预测的主要方法.研究内容包括:1) 采用多种途径,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,例如:采用三维模型研究不同尺寸缺陷和不同类型缺陷的影响;根据ASME 规范的要求,研制二维分析程序进行简化工程计算;采用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,判断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) 对核电厂的管理大纲和规程进行审查,判断其能否及时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 设备剩余寿命的预测和设备实际状态的合理性判断,对于电厂至关重要,为设备实施计划检修或延寿提供依据.上海核工院研制开发了一批设备在线监测系统:1) 承压设备高温蠕变疲劳寿命监测系统 该系统包括如下几个模块:数据采集模块,计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 根据相关的法规规定,对于核设施,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) 目前正在研制和计划研制的监测系统 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 反应堆结构力学未来走向展望 随着核电依托项目招标和CNP1000项目的开展,核电技术的发展将进入为第三代先进核电厂的研发,建造提供支持,给从事反应堆结构力学的工作者提出很多新课题.根据美国URD的要求,列举如下: (1) 严重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特殊性能研究,汽-水-固及液态金属间流体力学分析和传热分析,高温蠕变损伤研究等; (2) 反应堆压力容器承压热冲击下热工水力和断裂力学分析研究:应用概率分析技术,不确定因素基准评价,考虑辐照材料脆化的断裂韧性主曲线,局部流场的仿真模拟; (3) OBE取消后新的抗震鉴定技术研究:应用风险评价技术确定设备的抗震裕度; (4) 包含老化管理考虑的设计技术:在设计阶段,充分考虑在役检查,试验和在线监测的要求,因为一旦运行后再改造在技术上和经济上都会带来相当多的问题; (5) 将风险评价技术应用于在役试验和维护技术的研究:采用该技术可以优化核电厂的维护维修,取得更多的投资回报. 3 结语 (1) 在中国300MWe压水堆核电厂开发过程中,反应堆结构力学所起的作用贯穿于设计,- - 5制造,安装调试,运行和老化与寿命评估所有阶段,本文就此作了简要描述. (2) 由于历史的原因,300MWe压水堆核电厂依靠中国人自己的力量独立开发,但这并不意味完全在封闭环境下研发,事实上,在独立研发期间,我们研究了国外法规,规范和标准,特别是美国的ASME规范等,正因为如此,使得300MWe压水堆核电厂的各项性能指标均不逊色于西方压水堆核电厂.为了满足经济发展所带来的能源需求,在未来15年中,中国将加大核电的研发力度,在拓展国际合作的同时,主要还需要自身力量来提高中国的核电研发水平.这对反应堆结构力学发展是个机遇,在未来将发挥更大的作用. (3) 为了解决设计,制造,安装调试,运行和老化与寿命评估各阶段提出的问题,单纯依靠反应堆结构力学是远不够的,需要多学科协同开发,如与设备设计,材料学科,热工水力,腐蚀防护等. 参考文献 1 曲家棣,王佩珠,窦一康等,30万千瓦核电站反应堆压力容器应力分析和试验J,核科学与工程,1982年 2 徐定耿等,采用三维有限元技术进行反应堆压力容器接管应力分布分析C,第一届全国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 Jiadi QU, Yikang DOU, Sealing analysis for nuclear vessels of PWRC, Transaction of SMiRT 9, 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年 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年 8 Yongcheng Xie, Weida YAO, Guolin SHI, etc., Dynamic response analysis for fuel assemblies under earthquake and LOCA accidentsJ, NED Vol. 228, 2004 9 窦一康,姚伟达,杨仁安,姜南燕等,事故工况下反应堆控制棒落棒时间计算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 Yongcheng XIE, Xingyun LIANG, Renan YANG, etc., Vibration qualification for rotating equipment and piping during co