蒸汽发生器地震反应分析及参数敏感性研究

钱 浩 徐定耿 杨仁安 梁星筠

（上海核工程研究设计院工程设备所 上海 200233）

蒸汽发生器地震反应分析及参数敏感性研究

钱 浩 徐定耿 杨仁安 梁星筠

（上海核工程研究设计院工程设备所 上海 200233）

蒸汽发生器是排出反应堆堆芯产生热量的主要设备，是反应堆冷却剂系统压力边界的一部分。其为抗震I类设备，须对其进行地震反应分析。本文建立了蒸汽发生器地震反应分析模型，地震反应分析模型包含汽水分离器组件和管束组件等内件。两个蒸汽发生器模型与一回路管道和压力容器串联，进行地震反应分析，获得地震载荷下的应力结果。同时，本文还就地震反应分析结果对各参数的敏感性做了研究，其中包括另一台蒸汽发生器、支撑、抗振条设置等的影响。研究结果表明，地震反应结果对设备支撑和抗振条设置特别敏感。本文总结了这些参数对分析和设计的指导性意见，供后续核电站蒸汽发生器设计和研发时参考和关注。

蒸汽发生器，地震反应分析，参数敏感性

压水堆核电站蒸汽发生器(SG)是排出反应堆堆芯产生热量的主要设备，是反应堆冷却剂系统压力边界的一部分。蒸汽发生器[1]通过传热管将反应堆冷却剂从堆芯获得的热量传递给二次侧介质转化为蒸汽，蒸汽送入汽轮机组发电。蒸汽发生器的主要部件为核安全1级或2级、抗震I类、规范等级ASME B&PVC III NB部件，须对其进行地震反应分析。蒸汽发生器中的万余根传热管处于一二回路边界，既是设备关键部件也是薄弱部件，易受流致振动、磨损、腐蚀、地震等的影响而损坏。传热管破裂不仅会造成反应堆冷却剂系统小失水事故而危及反应堆安全，而且通过破管泄漏的放射性物质将从二回路释放至环境。

对AP1000等第三代核电站而言，整体更换蒸汽发生器成本很高，因为蒸汽发生器很大，无法从设备闸门通过。更换时需切割安全壳的穹顶，在穹顶开一个吊装蒸汽发生器的圆孔，同时对反应堆安全壳环型吊车起重能力也是个考验。因此确保蒸汽发生器在各种载荷下的结构完整性非常重要。

本文对某压水堆核电站蒸汽发生器(包括传热管、汽水分离器等内部构件)进行地震反应分析。得到地震反应应力等结果，并研究各分析模型参数和各结构设计参数对地震反应分析结果的影响。对今后开展其他蒸汽发生器地震反应分析和其他新电站蒸汽发生器的抗震设计有一定指导和借鉴意义。

1 设备功能和结构简介

某在建核电站蒸汽发生器是一个带有一体化汽水分离装置的立式U形管壳式蒸汽发生器。其基本功能为通过U形传热管将热量从反应堆冷却剂传递给二次侧两相汽液混合物，经汽水分离装置后，分离出干饱和蒸汽，将蒸汽送至汽轮机管嘴进入汽轮发电机组发电。来自反应堆的高温冷却剂经进口接管进入入口水室，然后进入U形管束，流经传热管时，将热量传给二次侧，冷却剂经出口水室离开蒸汽发生器。二次侧给水由给水泵输送至给水接管，通过给水环分配到管束套筒与蒸汽发生器外筒体之间的环形下降通道内，在这里与由汽水分离器分离出来的再循环水混合后，向下流动，在底部经管束套筒缺口折流向上，进入传热管束区，沿管间流道向上吸收一次侧的热量，被加热至沸腾，产生蒸汽。汽水混合物离开传热管束后先进入一级汽水分离器，由此分离出大部分水分，再进入二级汽水分离器。分离出的水向下经疏水管，与其他再循环水混合。经二次分离的蒸汽湿度降至0.25%以下，经主蒸汽管送往汽轮机。除其稳态热传输功能外，蒸汽发生器二次侧提供连续可用的水量作为吸收一次侧高温瞬态的热阱并包容事故工况。

蒸汽发生器主要由下封头、管板、二次侧壳体、管束和汽水分离装置等部件组成。蒸汽发生器结构简图见图1。

图1 蒸汽发生器结构简图Fig.1 Steam generator (SG) general arrangement (typical configuration).

2 蒸汽发生器地震反应分析

蒸汽发生器由于外涉及筒体、封头、管板等大锻件，内有10025根传热管等内部构件，大至数米，小到几个毫米，尺寸跨度颇大，且含有一二级汽水分离器等众多内件。开展地震反应分析，必须建立经大量合理简化和等效后的地震反应模型，同时需考虑水动力质量等效应。通过对蒸汽发生器及其内部构件进行了地震反应分析，可得到蒸汽发生器外壳及内部构件的应力、力、加速度反应，及构件之间的连接载荷等结果。这些结果将作为蒸汽发生器结构和其内部构件应力分析和评定后续报告的输入。另外，建立的分析模型，可用于LOCA管道破裂载荷下蒸汽发生器晃动分析和蒸汽发生器传热管主泵机械振动分析。国外某公司对类似蒸汽发生器开展了相关系列分析(技术文件下文简称“文献”)，本文对部分结果进行了对比。

2.1单个蒸汽发生器分析模型

地震反应分析模型中，蒸汽发生器采用有限元管单元、梁单元等单元进行模拟。承压边界壳体等管状部件使用PIPE16单元定义外径和壁厚，内部部件使用BEAM4单元定义等效刚度。

水动力质量效应参照ASME B&PVC III附录N[2]，使用质量矩阵单元进行模拟。蒸汽发生器地震反应分析模型见图2。图中为了显示方便，管束围筒、一级汽水分离器等内部部件(中间直线段)进行了外移，以免与承压边界壳体和管板(左侧直线段)重叠(地震反应分析计算时，位置重叠)。类似的管束组件进行了外移。承压边界壳体和管板、内部部件和管束组件之间的水平线为模拟水动力质量效应的质量矩阵单元。模型中，一级汽水分离器、二级汽水分离器、泥渣收集器、疏水管等上筒体内件组件，传热管、抗振条、支承板和拉杆等管束组件均做了模拟。传热管和抗振条分析模型如图3所示。

图2 蒸汽发生器地震反应分析有限元简化数学模型Fig.2 Seismic finite element model of SG.

图3 蒸汽发生器地震反应分析模型传热管弯管段、抗振条等部件的节点Fig.3 Tube bundle and anti-vibration bars nodes of SG seismic model.

蒸汽发生器承压外壳与管束围筒间狭缝的水动力质量效应参照ASME B&PVC III附录N[2]考虑，使用质量矩阵单元进行模拟。应用ASME B&PVC III附录N推荐的双层圆柱壳之间液体的附加质量计算公式：

蒸汽发生器支撑刚度由有限元模型计算得到的局部壳体刚度进行修正：

内部构件间通过支承销钉或楔连接的结构，使用刚度矩阵单元进行模拟。例如，套筒上部通过22个套筒支承销钉与二次侧压力边界筒体连接，匹配ANSYS中刚度矩阵单元参数设置格式，写为：其中，K为22个套筒支承销钉整体刚度。套筒与二次侧压力边界的连接结构由上部22个套筒支承销钉、中部2组各18个套筒支承销钉、底部22个套筒支承块组成。一级汽水分离器组件上部中间支撑板处和下部支撑板处通过16合19个楔与二次侧压力边界筒体(上筒体)连接，这些连接的处理类似。

2.2含一回路的整体地震反应分析模型

两台蒸汽发生器和压力容器及一回路管道串联进行抗震分析。蒸汽发生器分析模型中进口管和出口管分别与一回路主管道(热端)和主泵的连接，使用超单元通过一回路子模型连接；另一台蒸汽发生器模型，仅考虑外壳，内部构件和水质量附加在外壳上。串联了一回路主管道、主泵和压力容器的蒸汽发生器地震反应分析模型见图4、5。其中支撑使用弹簧单元，拉压弹性系数相同，故图中某几个支撑所示位置可能与实际相反，但不影响计算结果。

图4 蒸汽发生器整体地震反应分析模型Fig.4 Seismic model of SG with reactor coolant loop (RCL).

图5 蒸汽发生器地震反应分析模型(模型根据实常数显示尺寸)Fig.5 Seismic model of SG (display with elements shapes determined from the real constants).

2.3地震反应分析主要结果

用子空间迭代法进行模态分析，得到结构的固有频率和振型。可知结构的第1阶固有频率为1.724 Hz(文献显示类似蒸汽发生器的基频为1.853 Hz，相差7.4%)，频率较低，因此，采用谱分析法进行地震载荷下的动态反应分析。结构在地震载荷下的动态反应值(加速度、位移、力、应力等)通过对每个模态反应值用平方和平方根法(SRSS法)进行组合确定。蒸汽发生器主要结构部件在SSE地震载荷作用下的最大应力值列于表1。其中，传热管的最大弯曲应力，发生在传热管与最高一个支承板连接处，应力评定时需重点关注(类似蒸汽发生器文献结果为260 MPa，相差为1.4%；文献显示此处传热管应力计算值与规范值之比为97%。)；蒸汽发生器外壳最大应力发生在上部横向支撑附近。蒸汽发生器外壳及内部构件的力、加速度反应、构件之间的连接载荷等结果均可通过分析获得。

表1 蒸汽发生器SSE时最大应力值(MPa)Table 1 Maximum stress values of SG under SSE seismic loads (MPa).

3 参数敏感性研究

蒸汽发生器结构非常复杂，单个蒸汽发生器图纸达328张，且内外部接口众多。研究分析模型参数和结构设计参数对地震反应分析结果的影响，掌握影响抗震性能的重点和关键点，对今后开展蒸汽发生器地震反应分析和后续电站的蒸汽发生器的抗震设计有指导和借鉴意义。本节研究以下参数(因素)对蒸汽发生器的地震反应结果的影响。

3.1另一台蒸汽发生器的影响

分析计算可知，另一台蒸汽发生器对本台蒸汽发生器地震反应分析结果影响很小。且另一台蒸汽发生器简化(仅考虑外壳和附加质量)对详细建模的蒸汽发生器的分析结果影响很小(1%以内)。文献中另一台蒸汽发生器同样详细建模，本文对其做了简化处理。

3.2一回路的影响

蒸汽发生器x方向(图4)靠上部横向支撑和底部一回路主管道约束。一回路主管道相当于起支撑的作用。一回路刚度对蒸汽发生器地震反应影响较大。使用等效刚度(不计及弯曲刚度)代替一回路模型，会产生10%左右的误差。另外，一回路动态反应对蒸汽发生器接管载荷有直接影响。

3.3支撑的影响

蒸汽发生器地震反应对支撑刚度非常敏感。特别是本蒸汽发生器整体频率在地震谱峰值附近。修改支撑结构或对新蒸汽发生器设计时，支撑的设置需格外注意。支撑除了对设备本身地震反应有影响，对结果载荷的影响也很大。如上部支撑刚度增加一倍，地震反应最大应力可降低50%。蒸汽发生器支撑方案修改或新的设计方案预计对蒸汽发生器地震反应结果有较大影响。

3.4保温层的影响

保温层质量相对设备质量是小量，不同保温层质量对蒸汽发生器地震反应分析结果影响很小。故分析时考虑一种保温层质量即可。

3.5除进出口管外的系列管道的影响

主蒸汽管、主给水管、非能动余热排出(PRHR)管等接管产生的刚度，由于相对蒸汽发生器的支撑而言刚度小很多，对蒸汽发生器地震反应有一定影响，但影响不大。需注意的是，接管载荷由管系分析获得。

3.6套筒、汽水分离器与外筒体的连接的影响

套筒与二次侧压力边界的连接结构由上部22个套筒支承销钉、中部2组各18个套筒支承销钉、底部22个套筒支承块组成。一级汽水分离器组件上部中间支撑板处和下部支撑板处通过16合19个楔与二次侧压力边界筒体(上筒体)连接。由于连接支承销钉和楔较多，整体刚度较刚。分析可知，这些连接若简化为刚性连接(刚度乘以1000倍)，对地震反应分析结果的影响不大(各部件应力结果误差在1%以内)。

3.7抗振条设置的影响

本蒸汽发生器有6组抗振条(国内国外某些蒸汽发生器抗振条为2−3组)。抗振条数量和排布，影响传热管最大跨度；抗振条刚度也影响传热管弯管部分整体刚度和固有频率。其对蒸汽发生器传热管地震反应影响很大。根据文献[5]，日本有对抗振条设置修改并更换蒸汽发生器的案例。因此，新设计的(特别是扩容后的)蒸汽发生器抗振条设置需设专题研究。

3.8地震反应谱的影响

地震反应谱变化将直接影响地震反应结果。屏蔽厂房混凝土规格和结构不一致将导致反应谱变化。电站扩容，厂房结构放大，可能造成地震反应谱整体一定幅度上升。这些变化需格外关注。蒸汽发生器传热管弯管部位通常应力较大，是危险部位。

3.9局部壳刚度的影响

横向支撑刚度需考虑局部壳刚度的修正，这是由于梁模型不能计及壳体刚度且支撑刚度相对壳体局部刚度在同一量级。主蒸汽管等接管(以及更小的接管)相对壳体较柔，壳体相对为刚性，可不考虑局部壳刚度。以上地震反应分析结果对各参数的敏感性，汇总于表2。

表2 地震反应分析结果对各参数的敏感性Table 2 Seismic analysis results of SG seismic analysis and parameter sensitivity.

4 结语

本文基于某新型在建核电站蒸汽发生器，建立其地震反应分析模型，与一回路管道和压力容器串联，进行地震反应分析。地震反应分析模型包含一级汽水分离器、二级汽水分离器、泥渣收集器、疏水管等上筒体内件组件和传热管、抗振条、支承板、拉杆等管束组件的建模模拟。整个分析过程独立进行，诸多模型处理和简化方法比相关文献更简便和直观。关键性中间和最终结果如固有频率和最大应力等，与文献结果做了对比，差别很小，可见把握好关键影响因素，可使分析计算更加合理。同时，本文对地震反应分析结果对各参数的敏感性做了研究，其中包括另一台蒸汽发生器、支撑、抗振条设置等的影响，做了分类和敏感性程度分析，并总结了这些特性对分析和设计的指导性意见。本文掌握了影响蒸汽发生器抗震性能的重点和关键点，对今后开展类似蒸汽发生器的地震反应分析和后续电站的蒸汽发生器的抗震设计有一定指导和借鉴意义。

致谢感谢张可丰、应秉斌等同事在工作中提供的帮助。

1 孙汉虹, 程平东, 缪鸿兴, 等. 第三代核电技术AP1000[M]. 北京: 中国电力出版社, 2010 SUN Hanhong, CHENG Pingdong, MIAO Hongxing, et al. Gen III nuclear power technology AP1000[M]. Beijing: Chinese Electric Power Press, 2010

2 ASME Boiler and Pressure Vessel Code[S], Section III, Rules for Construction of Nuclear Facility Components. New York, 1998

3 Fritz R J. The effect of liquids on the dynamic motions of immersed solids, transactions of the ASME[J]. Journal of Engineering for Industry, 1972, 2: 167−173

4 Moretti P M, Lowery R L. Hydrodynamic inertia coefficients for a tube surrounded by rigid tubes, transactions of the ASME[J]. Journal of Pressure Technology, 1976, 8: 190−193

5 汪胜国. 国外压水堆核电站蒸汽发生器更换现状及技术开发[J]. 国外核动力, 1996, (3): 23−31 WANG Shengguo. Replacement status and technology development of steam generator of foreign pressurized water reactor[J]. Foreign Nuclear Power, 1996, (3): 23−31

Seismic analysis of steam generator and parameter sensitivity studies

QIAN Hao XU Dinggeng YANG Ren’an LIANG Xingyun
(Department of Component Research and Design, Shanghai Nuclear Engineering Research and Design Institute, Shanghai 200233, China)

Background: The steam generator (SG) serves as the primary means for removing the heat generated within the reactor core and is part of the reactor coolant system (RCS) pressure boundary. Purpose: Seismic analysis is required for SG, whose seismic category is Cat. I. Methods: The analysis model of SG is created with moisture separator assembly and tube bundle assembly herein. The seismic analysis is performed with RCS pipe and Reactor Pressure Vessel (RPV). Results: The seismic stress results of SG are obtained. In addition, parameter sensitivities of seismic analysis results are studied, such as the effect of another SG, support, anti-vibration bars (AVBs), and so on. Our results show that seismic results are sensitive to support and AVBs setting. Conclusions: The guidance and comments on these parameters are summarized for equipment design and analysis, which should be focused on in future new type NPP SG's research and design.

Steam generator, Seismic analysis, Parameter sensitivity

TL353+.13，TB12

10.11889/j.0253-3219.2013.hjs.36.040603

钱浩，男，1982年出生，2006年于上海大学获工程力学硕士学位，现从事的专业：反应堆结构力学

2012-10-31，

2013-01-18

CLC TL353+.13, TB12