彭翠玲,张周红,向文元
(1.中国广东核电集团中科华核电技术研究,广东 深圳518124;
2.中广核工程有限公司,广东 深圳518124)
核电站安全壳是构成核反应堆安全的最后一道屏障,贯穿件是安全壳结构的重要组成部分,在核电站运行期间和发生事故时应保证安全壳的结构完整性和密封性不被破坏,因此贯穿件的设计必须能在各种工况下满足力学性能的要求。高能管道贯穿件是一种受力状态相对复杂的贯穿件类型,不仅承受机械载荷(如压力、连接管道的作用力等),还承受管道流体热载荷的作用,因此高能管道贯穿件在各种工况下的力学行为不仅要满足设计规范RCC-M[1]的要求,同时还要满足厂房混凝土温度的相关要求。
图1 高能管道贯穿件结构示意图Fig.1 Penetration structure for high energy pipes
EPR机组贯穿件的机械分级为M2级,抗震分级为SC1级。高能管道贯穿件的典型结构型式如图1所示,一般主要由连接件、套管、膨胀节、保温层以及连接的流体管道等构成,使管道贯穿内、外两层安全壳。其中贯穿件的连接件是主要受力部件,其力学性能直接影响贯穿件的安全性。
由于高能管道贯穿件承受热载荷与机械载荷,贯穿件的应力分析通常分两步进行:首先进行热分析,得到结构的温度分布,判断安全壳混凝土温度是否满足要求;再进行热-机械耦合分析,得到结构的应力分布,并采用RCC-M规范进行应力评定。本文以某EPR项目的贯穿件RIS DN200为算例,采用通用有限元程序ANSYS建立贯穿件结构模型进行应力分析,并应用RCC-M规范进行贯穿件的应力评定。
高能管道贯穿件热分析的计算模型应包括贯穿件连接件、连接管道、套管、保温层、相连的混凝土以及结构中的空腔部分。由于结构的轴对称特征,可以采用平面模型进行传热分析,本文采用ANSYS[2]程序中的二维热实体单元Plane55。
贯穿件的传热分析应定义各部分材料的热传导系数。传热边界处中应考虑传热边界的对流和辐射效应,采用等效的热对流系数进行分析。
式中:k——空气传导系数;
NuD——传热表面的平均努塞尔数;
L——传热表面的特征长度;
ε——传热表面的热辐射率;
σ——热扩散率;
TS——表面温度;
T∞——环境温度。
随着顾客价值理论在旅游领域的广泛应用,一些学者开始运用“Means-End”理论对旅游者行为开展研究。如Bona Kim、Seongseop Sam Kim、Brian King[20]对朝圣旅游者的出游目的及价值取向进行研究;Klenosky、Gengler、Mulvey[21]用该理论研究了影响旅游者选择滑雪旅游目的地的因素;张波[22]基于手段—目的理论对自助旅游者、徒步旅游者和休闲体验旅游者构建包含有效解释系统基础组成、旅游者利益体验、旅游者最终价值的解说系统结构。目前,关于运用“Means-End”理论进行游客感知价值层次关系的研究较少。
高能管道贯穿件RIS DN200连接的管道正常运行时流体的最大温度为135℃,热分析得到贯穿件结构的温度分布见图2。从计算结果读取混凝土区域的节点最高温度为38.4℃,低于厂房混凝土允许温度80℃。
图2 贯穿件RIS DN200温度分布(单位:K)Fig.2 Temperature distribution of penetration RIS DN200(Unit:K)
高能管道贯穿件的热-机械耦合分析计算模型采用ANSYS程序中的谐单元Plane25,该单元适用于承受非轴对称载荷的二维轴对称结构的建模。
高能管道贯穿件的热-机械耦合分析模型取自传热分析模型的一部分,包括贯穿件的连接件,部分套管和流体管道。套管与厂房连接处的节点作为固定约束。
高能管道贯穿件热-机械耦合分析考虑的载荷包括如下几个方面:
(1)温度载荷
温度载荷采用传热分析得到的温度场分布,如图3所示。
(2)压力
压力载荷分布如图4所示。
图3 热-机械耦合分析的温度分布Fig.3 Temperature distribution for thermal-mechanical coupled analysis
图4 压力载荷分布Fig.4 Pressure load distribution
式中:Dout,Din分别为流体管道的外径、内径。
(3)接管载荷
接管载荷是贯穿件连接的管道对连接件的作用力,通常由管道力学分析的计算结果得到各工况下连接件两端的接管载荷。本算例贯穿件应力计算中保守的采用不同工况下的接管载荷(表1)。
表1 接管载荷Table 1 Load of connection tube
(4)自重
只考虑模型中构件的自重,流体重量等影响在接管载荷中已考虑。
由于计算模型采用二维轴对称单元Plane25,该单元适用于承受非轴对称载荷的二维轴对称结构。考虑结构的对称性,模型的计算结果在0~180°范围内每10°进行提取,最终得到圆周上的最大值。
为根据RCC-M规范进行应力评定,需要在结构模型中定义路径,对计算应力沿路径进行线性化处理。本算例中,将模型划分为12个区域,如图5所示,每个区域定义1条或多条路径,在计算过程中得到每个区域线性化应力的最大值进行应力评定。
贯穿件为RCC-M 2级设备,根据RCC-M的要求,贯穿件的连接件按照章节C3280进行评定,套管按照H3300进行评定,具体评定准则见表2。本算例得到设计工况的应力分布见图6,设计工况下应力评定结果见表3。
图5 区域和路径定义Fig.5 Definition of zones and paths
表2 评定准则Table 2 Criteria for stress evaluation
图6 设计工况下应力分布Fig.6 Stress distribution in design condition
表3 设计工况应力评定结果Table 3 Results of stress evaluation in design condition
续表
为节约篇幅,此处不再详细列出算例贯穿件在其余各工况下的应力评定结果。
汇总所有工况的计算结果,高能管道贯穿件RIS DN200的最终应力评定结果见表4。从表中可以看出,在计算过程中采用算例贯穿件RIS DN200的应力评定满足规范要求。同时,热分析的结果表明贯穿件邻近区域混凝土的温度也低于限值。因此,该高能管道贯穿件的设计符合相关要求。
表4 应力评定结果Table 4 Results of stress evaluation
(1)高能管道贯穿件的分析过程一般包括热分析与热-机械耦合分析两个步骤,热分析的计算结果得到结构的温度分布,以判断是否满足温度的相关要求,同时还作为热-机械耦合分析中的温度载荷,进行结构的应力分析与评定。
(2)考虑贯穿件结构的轴对称特征,贯穿件的热分析和热-机械耦合分析模型通常可采用平面单元进行简化。
(3)根据RCC-M规范进行贯穿件的评定,连接件与套管应分别采用C3280和H3320的具体要求对各种工况的贯穿件应力进行评定。
[1] AFCEN,Rules for design and fabrication of mechanical components of PWR nuclear islands (RCC-M )[S],2007.
[2] ANSYS Inc,ANSYS User's Manual[M],2007.