300MWe压水堆核电厂主设备力学分析.docx

n300MMWe压压水堆核核电厂主主设备力力学分析析和相关搜索索:, , ,, , 300MMWe压压水堆核核电厂主主设备力学学分析和和研究:从从设计到寿寿命管理理 姚伟伟达 贺贺寅彪 窦一康康 谢永永诚 张张明 梁梁星筠 (上海海核工程程研究设设计院,,20002333) 摘摘 要:: 秦山山核电厂厂(秦山山一期))是中国国第一座座自行设设计,建建造和运运行管理理的3000MWWe压水水堆核电电厂.上上海核工工程研究究设计院院作为秦秦山核电电厂的总总体设计计单位,于于上世纪纪70年年代初开开展大量量设计,,研究和和开发工工作,解解决设计计,建造造和运行行中遇到到的各类类工程问问题,其其中反应应堆结构构力学是是确保核核电厂主主设备安安全可靠靠运行重重要的预预测与仿仿真手段段之一..本文概概要地介介绍反应应堆结构构力学在在核电厂厂设计,,建造,,调试和和运行等等不同阶阶段,在在设备的的安全性性和可靠靠性评估估及老化化,寿命命评估方方面所扮扮演的角角色.本本文主要要内容涵涵盖核蒸蒸汽供应应系统主设备的的分析法法设计,,安全分分析相关关的力学学问题,,承压设设备的一一些特殊殊问题((快速断断裂的防防止,密密封分析析及试验验验证等等),流流致振动动的试验验研究,,设备的的抗震鉴鉴定,设设备的失失效诊断断及原因因分析,,振动鉴鉴定和诊诊断技术术,承压压设备的的监监测技术术,缺陷陷评估方方法,核核电厂主主设备的的老化与与寿命评评估方法法等. 关键词词: 核核电厂 主设备备 反应应堆结构构力学 分析和和试验 1 引引言 中中国于上上世纪770年代代初启动动核电厂厂建造项项目,由由于当时时特殊的的国际环环境条件件,与那那些已经经掌握先先进核电电技术的的发达国国家的技技术交流流甚少..在经过过多年的的堆型选选择问题题论证后后,于119822年决定定在浙江江海盐建建造3000MWWe压水水堆核电电厂原型型堆,经经过多年年的艰苦苦工作,,从设计计,设备备采购,,设备制制造,土土建和安安装到调调试和安安全评审审,19991年年12月月15日日,秦山山核电厂厂作为中中国大陆陆第一座座核电厂厂终于投投入运行行,迎来来了中国国和平利利用核能能的新纪纪元.如如今,中中国大陆陆已有99座核电电机组投入入运行,,总装机机容量为为68000MWWe.作作为在中中国最早早从事核核电研发发的上海海核工程程研究设设计院((上海核核工院)),在完完成秦山山一期项项目后,,又成功功将具有有自主知知识产权权的中国国核电出出口到国国外,为为巴基斯斯坦建造造恰希玛玛一期3300MMWe核核电厂,,该电厂厂以秦山山一期作作为参考考电厂,,其抗震震要求高高于秦山山一期,,20000年恰恰希玛一一期核电电厂也成成功投入入运行..随着秦秦山核电电厂和恰恰希玛核核电厂((恰希玛玛一期))的相继继投运,,上海核核工院继继续为其其提供技技术支持持.最近近上海核核工院又又承接了了恰希玛玛二期的的核电设设计项目目,该项项目为恰恰希玛一一期的姐姐妹堆,,但采用用了最新新的法规规规范,,在设计计技术上上提出更更高的要要求.自自主开发发的10000MMWe压压水堆核核电厂CCNP110000项目也也正在进进行中.. - - 11中国的的核电研研发从核核电厂设设计到在在役电厂厂的安全全可靠性性地维护护,反应应堆结构构力学始始终扮演演着重要要的角色色.本文文概要地地介绍反反应堆结结构力学学在核电电厂设计计,建造造,调试试和运行行等不同同阶段,,在设备备的安全全性和可可靠性评评估及老老化,寿寿命评估估方面所所扮演的的角色..本文主主要内容容涵盖核核蒸汽供供应系统统主设备备的分析析法设计计,安全全分析相相关的力力学问题题,承压压设备的的一些特特殊问题题(快速速断裂的的防止,,密封分分析及试试验验证证等),,流致振振动的试试验研究究,设备备的抗震震鉴定,,设备的的失效诊诊断及原原因分析析,振动动鉴定和和诊断技技术,承承压设备备的线监测技技术,缺缺陷评估估方法,,核电厂厂主设备备的老化化与寿命命评估方方法等.. 2 3000MWee核电厂厂开发中中反应堆堆结构力力学所涉涉及的主主要方面面 2..1 分分析法设设计 上上海核工工院在开开展秦山山一期项项目研究究,开发发的初期期,中国国的核安安全法规规尚未建建立,主主要参照照美国的核核安全法法规,规规范和标标准,如如美国联联邦法规规核能卷卷10CCFR550,美美国核管管会的管管理导则则R.GG系列,,美国机机械工程程学会锅锅炉与压压力容器器规范AASMEE等.根根据规范范要求,,对于一一回路的的主设备备(包括括反应堆堆压力容容器,堆堆内构件件,控制制棒驱动动机构,,稳压器器,蒸汽汽发生器器和主泵泵等)均均需要采采用以详详细应力力分析,,载荷组组合和应应力评定定为基础础的分析析法设计计的方法法进行设设计.在在上世纪纪70年年代和880年代代,虽然然有限元元分析在在工程界界已逐步步推广使使用,但但限于当当时的软软,硬件件条件,,一些复复杂的结结构还不不得不依依靠模型型试验来来获知其其准确的的应力分分布,例例如,当当时上海海核工院院开展了了反应堆堆压力容容器1::10模模型三维维光弹试试验研究究[1]],并在在此基础础上,于于上世纪纪70年年代末完完成了反反应堆压压力容器器进口接接管的三三维有限限元分析析[2]],这是是三维有有限元首首次在中中国核工工程中的的成功应应用,在在当时条条件下,,需要克克服许多多软硬件件方面的的困难..在上世世纪900年代初初,完成成了秦山山一期所所有主设设备的应应力分析析和最终终安全分分析报告告的支持持性材料料.在其其后的恰恰希玛一一期项目目中,基基于秦山山一期积积累的经经验和日日益增多多的国际际间技术术交流,,加深了了对规范范要求的的理解,,分析法法设计在在上海核核工院已已形成完完整的体体系,所所有应力力分析报报告实现现标准化化,内容容涵盖规规范涉及及的各项项要求,,包括瞬瞬态应力力分析,,变形分分析,密密封分析析,疲劳劳分析断断裂分析析和反应应堆压力力容器承承压热冲冲击等.. 从19999年年到20002年年,上海海核工院院在国家家核能开开发框架架下,完完成核电电厂承压压设备分分析法设设计软件件系统((DEBBAS))的研制制[3]],该软软件系统统是通过过对通用用有限元元软件进进行二次次开发,,形成符符合规范范要求的的分析法法设计专专用软件件,其中中包括材材料数据据库,参参数化分分析模型型库,瞬瞬态载荷荷库等,,并与各各类CAAD软件件有良好好的接口口,既能能从CAAD中直直接读取取分析模模型,也也能将分分析后优优化的尺尺寸反馈馈给设计计,实现现分析,,设计一一体化..此外..DEBBAS还还集成一一些专用用程序,,如用于于瞬态密密封分析析的SMMEC--II,,用于核核2,33级设备备应力分分析和评评定的SSAPPPC-III等..采用DDEBAAS后,,使核承承压设备备的分析析法设计计周期缩缩短,设设计更为为合理和和符合规规范. 2.22 特殊殊问题的的专项研研究 秦秦山3000MWWe核电电厂设计计建造期期间,进进行了大大量的专专项科研研研究,,为了验验证设计计和满足足核安全全局提出出的要求求,总共共有1441个与与主设备备结构力力学相关关的研究究项目安安排实施施,解决决各类工工程问题题,其中中反应堆堆压力容容器有228项,,堆内构构件有331项,,燃料组组件有116项,,蒸汽发发生器有有30项项,控制制棒驱动动机构有有12项项,辅助助设备有有8项..以下将将一些典典型的研研究作简简要介绍绍. ((1) 反应堆堆压力容容器密封封性能研研究[44][55] 密封性性能是反反应堆压压力容器器最基本本的性能能之一,,必须在在设计时时掌握各各项密封封性能参参数.由由于- - 22ASMME规范范中没有有给出反反应堆压压力容器器密封设设计的规规定,只只能通过过详细的的试验研研究,掌掌握金属属"O""形环的的密封设设计与分分析及制制造技术术.该项项研究包包括:11)开发发热瞬态态工况下下的密封封性能分分析程序序(SMMEC));2))通过各各项试验验验证程程序,先先后进行行了1::4模型型的热态态水力模模拟试验验和秦山山一期调调试阶段段螺栓载载荷的现现场超声声测量;;3)""O"形形环材料料的选择择,管材材镀银工工艺技术术开发研研究等..通过一一系列研研究,我我们获得得了螺栓栓协变载载荷下热热弹性接接触问题题的工程程计算方法法,SMMEC程程序已经经(和将将要)用用于恰希希玛一期期(和二二期)项项目的设设计. (2)) 反应应堆堆内内构件的的设计,,分析和和试验验验证研究究[6]] 该研研究项目目包括如如下方面面主要内内容:11)流致致振动研研究 该该研究是是为了验验证堆内内构件在在其整个个设计寿寿期内满满足安全全要求..根据流流固耦合合的相似似性原理理,研制制开发了了压力脉脉冲载荷荷下流致致振动的的计算程程序PIIVCBB,通过过1:110反应应堆吊篮篮模型在在静水和和模拟实实际流速速的试验验回路上上的系列列试验,,验证程程序的合合理性..该研究究同时也也为堆内内构件螺螺栓防松松试验提提供载荷荷.2))强地震震下动态态响应分分析和试试验研究究 该研研究主要要针对恰恰希玛一一期项目目,因为为其地震震烈度要要高于秦秦山地区区.通过过1:110模型型在地震震台上的的模拟试试验,取取得动态态特性参参数,然然后进行行非线性性动态响响应分析析,其中中包括间间隙单元元的应用用. ((3) 主设备备在地震震加失水水载荷下下动态响响应分析析研究[[7][[8] 对于核核蒸汽供供应系统统中存在在间隙的的主设备备,如燃燃料组件件,堆内内构件,,控制棒棒驱动线线和蒸汽汽发生器器管束等等,安全全分析最最关心的的问题是是在最不不利的载载荷组合合(如地地震加失失水)下下能保持持结构完完整性并并能保证证执行相相应的安安全功能能能力..研究重重点在于于具有间间歇碰撞撞强非线线性动态态响应的的模态分分析方法法,并结结合局部部的碰撞撞刚度验验证试验验.运用用该研究究成果,,成功解解决了秦秦山一期期和恰希希玛一期期最终安安全评审审遗留下下的燃料料组件动动态响应应分析问问题.反反应堆结结构的响响应分析析也为相相关设备备提供了了载荷输输入,如如燃料组组件和控控制棒驱驱动线等等. ((4) 地震条条件下控控制棒落落棒时间间分析程程序研究究开发[[9] 按照核核安全要要求,对对于反应应堆控制制棒系统统,必须须保证在在任何工工况条件件下在规规定时间间内完成成落棒动动作,以以保证反反应堆的的安全停停堆,当当地震发发生时,,横向振振动导致致落棒困困难.自自行研制制开发的的SCRRAM程程序能模模拟地震震条件下下落棒过过程,并并考虑控控制棒驱驱动线与与外部导导向筒的的横向移移动及其其间隙碰碰撞.该该程序采采用1::1的控控制棒驱驱动机构构地震试试验进行行验证..在秦山山一期和和恰希玛玛一期中中,采用用该程序序成功完完成落棒棒时间的的计算工工作. (5)) 蒸汽汽发生器器管束动动态分析析研究 [100] 该该试验和和分析研研究于上上世纪990年代代初完成成,主要要研究蒸蒸汽发生生器管束束在地震震载荷下下的动态态响应分分析.试试验得出出结论::局部弱弱约束((如与套套筒间隙隙)对于于管束整整体抗震震响应无无显著贡贡献,支支承板的的径向约约束对于于维持水水力振动动的有效效跨距是是必须的的。