核电厂仪表管道膨胀圆环标准化设计力学分析研究

核电厂仪表管道膨胀圆环标准化设计力学分析研究

温丽娟

核工业工程研究设计有限公司北京101300

摘要：核电厂中部分仪表管道需要进行力学计算，应各专业的专业要求和标准化的要求，需要利用管道自身柔性而采用膨胀环的方式来设计仪表管道。膨胀环设计需要考虑各种影响因素，并设计出标准膨胀环。本文根据RCC-M标准，利用PIPESTRESS力学计算软件，进行了多次测试分析和总结，找到影响管道应力的各项参数，包括：进出膨胀环的方式、膨胀环的环间距、环直径、和环数，最终设计出了可通用的标准膨胀圆环，并列出了可微调因素以适应不同安装位置的需要，极大地节约了膨胀环设计的时间，也为设计不同形式的膨胀环提供了参考依据。在核电厂项目的应用中，利用标准膨胀环解决了不同位置的各条管道，节约了力学重复计算的工作量，也为施工中批量化制造创造了条件。

关键词：仪表管；膨胀环；标准化设计；力学计算

1.背景概述

核反应堆厂房的冷却剂系统中的仪表接口处进行力学计算，如下图1中主管道连接的带膨胀环的小管线，均为仪表管道，核反应堆厂房的冷却剂系统具有安全功能。因为该系统承担高温蒸汽传输功能，因此最高温度可高达360℃，由于温度较高，且若破损可能导致放射性物质泄漏，因此反应堆冷却剂系统的力学计算显得特别重要。由于主管道成放射状分布，离反应堆越远的位置，热位移量越大，而且反应堆三个环路的方向不一，导致主管道热位移方向也各不相同，最远处的热位移量达到80mm。每一个与仪表管道相连接接管口的接管谱不一样，因此每条仪表管道所在的温度、压力和地震影响程度各不相同。按照以往的设计方法，力学专业需要对仪表管道的每个计算单元进行单独计算，如果这批管线能够设计成标准化膨胀环，使每一个计算单元都可以共用一套方案，那么可以减少很大工作量。

图1核反应堆厂房的冷却剂系统仪表管

2.过程描述

2.1准备

2.1.1载荷工况

根据计算的输入参数与RCC-M规范[1]规定，核反应堆厂房的冷却剂系统过渡段与冷段的管道需要进行设计工况、正常工况、扰动工况、紧急工况和事故工况的评定。

2.1.2评定公式

根据RCC-M规范规定，本次计算需要进行表1中的公式评定：

注：①Sh：设计温度下RCCM2级管道的基本许用应力

②SA：RCCM2级管道热疲劳作用下的许用应力

除基本公式外，本系统还进行了高能管道评定

载荷组合：设计压力、自重、正常和扰动工况下的温度

评定公式：EQ7+EQ10≤0.8（1.2Sh+SA）

表1评定公式

2.1.3影响因素调研

力学计算之前膨胀环的环径D=230mm，环间距（管道中心距）h=32mm，环数n=2，进出方式为边进边出。膨胀环之后的支架类型没有统一，需要根据力学计算来获得膨胀环附近支撑的位置和类型。经过初步讨论和计算，膨胀环的影响因素，主要由出入环的位置、膨胀环的环径D、环数n和环间距h控制，除此之外环两端支架（或接管口）的距离、支架的类型也有一定影响。主要影响情况如下：

进出方式：环中心进出方式与环边缘进出方式，环中心进出的地震应力比会比较小

环数：随着环数的增加，热涨的应力会减小，而地震的应力会逐渐增大坡度（环间距）：随着坡度增加，膨胀环环间距会增大，热涨应力会减小，地震的应力会增加

环径：随着环径的增加，热涨的应力会减小，但是地震的应力会逐渐增大其他因素如膨胀环附近的管道走向对膨胀环附近的应力比有不确定的影响。

根据以上影响因素，采用控制变量法进行计算和分析，得到定量分析的结果，从而找到合适的匹配参数，以适用于各个不同位置的需求。并研究其他影响因素，为最大应力比的微调提供方案。计划将实施图2中的过程。

2.2实施过程描述

2.2.1资料搜集

收集到力学计算所需的各项数据，包括：管道材料、各工况下的温度、压力，反应堆厂房楼层地震反应谱和主系统接口数据。除此之外，收集到一些特殊的需求：

（1）一般核电厂仪表管布置过程中，只会用到两种支架，一种是固定支架（PF）另一种是导向支架（GL）

（2）根据标准化的需求，建议在膨胀环的末端以固定支架（PF）结尾，作为计算的边界

（3）暂不考虑在主管道和膨胀环之间增加支架，以简化膨胀环前后的设计模型

（4）膨胀环外形尽量小，即环径D尽量短，环数n尽量少，膨胀环坡度不小于2%，且尽量小

图3调试前三维模型

根据收集到的信息，对模型进行了修改，主要改动为：

（1）增加了刚性件模拟主管线的中心到主管线管壁处

（2）模拟出接管部分为直管段

（3）DN20的管道转DN8的仪表管道采用的是管接头，对于管接头（图4），中间一段（长度为Q-2*J）建立为刚性单元，焊接形式为承插焊，长度为J的两段，建立为直管单元，连接方式采用承插焊连接，由于承插焊的应力增加系数比对接焊缝大，因此该连接处成为了整个管系中比较脆弱的节点，需要重点关注。

图4异径管接头样图

2.2.3调试最佳方案

初步调试最佳方案，测试了若干组数据，分别按照以下分组进行测试：

（1）进出方式：中间进出、边进边出

（2）环直径D：400mm、300mm、230mm，虽然400mm的直径得到了比较少的环数和坡度，由于环径过大，最终放弃了400mm的方案来做比较

（3）环间距：48mm、72mm、96mm，所对应的坡度分别是4%、6%、8%

（4）环数n：4环、5环、6环、7环、8环

通过调试得到以下数据和结论：

（1）进出方式

边进边出的应力比中心进出的应力普遍偏大，且热涨和地震的变化趋势雷同，此现象主要是重心不稳导致，因此中心进出比较好。

图6地震应力比比较

本次计算的环数均为5环到8环，环数比较多，因此变化明显，图中边进地震和中进地震的第一组数据差不多，这是因为在环数比较少的情况下，刚度增加，进出位置影响会减弱。

（2）环数

表2不同环数比较

表2中，经过21组数据对比，4环和8环通过率是0%，5环通过率为20%，6环通过率为33%，7环通过率为33%。虽然这个数据不能以偏概全表面所有的计算管道在4环和8环下不能通过，但是数据可以体现出，最好的通过环数为5环到7环，因此后期对5环到7环作为重点研究对象。

（3）坡度对比（环间距对比）

表3不同坡度比较

在不同坡度下，随着坡度的增加，热涨应力比越来越小，而地震应力比越来越大。在坡度为0.04（环间距48mm）的情况下，通过力学计算需要六环或七环，在坡度0.06（环间距72mm）的情况下，通过力学计算需要六环，在坡度0.08（环间距96mm）的情况下，通过力学计算需要五环。参考其他核电现场情况，初步选择坡度为0.06（环间距72mm）为首选方案。以下是其他核电现场与本次计算的模型对比效果：

2.2.4推广与微调

在反应堆厂房的堆冷却剂系统中，仪表管道所处的位置不一样，因此主系统传递到膨胀圆环的热涨地震和方向不一样，使地震或者热涨在整数环时无法通过计算，最终导致非整数环的出现，比如5环、6环、7环无法通过的情况，需要“半环”。为进行标准化建设，减少半环的出现，研究到以下因素对膨胀环有微调作用：

（1）调整膨胀环与接管口间直管段：由于膨胀环和主管道之间并无支架，因此中间的直管段长短，对膨胀环有较大影响。由于焊缝和碰撞的原因，各个单元的最短直管段从30mm到80mm不等，增长末端直管段后，大多数热涨应力比会减小，而地震应力比会有所增加。

（2）调整弯头的曲率半径：了解到工艺管道最小弯管的半径为4D，仪表管道最小弯管的半径为2.5D，在调整两个弯头的曲率半径后，不少的单元应力比会有明显下降，原因和第一条类似，膨胀环前的直管段尽量短，可使应力比下降。

（3）调整进入膨胀环前坡度：前面已确定采用环直径D=300mm的膨胀环，在进入膨胀环前后，是两个环直径D=150mm的半环（图8），进入D=300mm的膨胀环后坡度为6%，而D=150mm的半环是否有坡度对膨胀环最大应力比有一定影响，其原因是这两个弯头离管接头的承插焊焊缝处太近，在垂直方向上，尽早进入D=300mm，对应力比是有益的。

（4）关于有部分单元由于增加膨胀环的原因，导致了管线碰撞。采取了增加一个弯头的方式，并根据以上原则进行膨胀环设计，发现虽然增加弯头后应力比有所增大，但是也是可以通过三个微调方法进行调整，最终都能通过计算。最终模型如图9：

图10不同方向膨胀环

3.总结

由于目前各项目反应堆厂房的主管道布置都比较类似，因此膨胀环的方式也可以推广到其他项目中。目前国内的管道设计中，膨胀环使用比较少，借鉴国外项目的经验，自主研发的标准膨胀环，可以应用于热位移比较大的地方，特别是有较大热位移和地震位移，且空间狭小，不容易布置管道的地方。采用本次研究的思路，可以进行其他类型膨胀环研究，比如将会研究的膨胀方环，可以再进行比较不同环形的优缺点，提供更加丰富可选的环形。可以形成几种不同的标准环，组成膨胀环系列供选择。如有个别按照本方法无法调试，可以在修改环数的同时，将固定支架的位置修改到其他位置，以保证膨胀环的标准型。

参考文献：

[1]RCC-M压水堆核岛机械设备设计和建造规则［S］．2007．

[2]PIPESTRESSUser'sManual，Version3．8．0［Z］