首台AP1000堆内构件流致振动试验及关注点分析

于兴涛

（中核集团三门核电有限公司，浙江 台州 317112）

首台AP1000堆内构件流致振动试验及关注点分析

于兴涛

（中核集团三门核电有限公司，浙江 台州 317112）

本文分析了AP1000堆内构件的设计改进对流致振动的影响；介绍了三门核电有限公司一号机组流致振动试验方法，并结合工程实际提出了试验期间需要重点关注的问题。

AP1000；流致振动；关注点

堆内构件是反应堆中关键的设备之一，作为核燃料的载体，重要性不言而喻。根据规定[1]，首台AP1000电站堆内构件被划分为原型设计。当完成流致振动试验，且无不可接受的振动现象，则可以认定为有效原型。以后建造的AP1000其堆内构件将会被定义为非原型I类。因此三门核电有限公司一号机组堆内构件流致振动试验非常重要，将会受到国内、国际核电业主和监管部门的广泛关注。

1 设计改进对流致振动的影响

AP1000堆内构件虽然被划分为原型设计，但是按照布置、设计、尺寸和运行工况并不表明它是唯一或首次设计。设计方从20世纪60年代开始设计核电厂，积累了大量的经验。AP1000的参考电站可以追溯到三环路H.B.Robinson电厂。在AP1000的设计改进项中有些对改善堆内构件的流致振动是有益的，有些也可能加重了流致振动的情况，下面对其进行分析：

（1） AP1000压力容器在下腔流道内径比原设计大，这样也就减低了反应堆冷却剂的流速，对减小流致振动是有利的。

（2）AP1000采用了成熟堆芯围筒设计。之前的老电厂多采用堆芯围板、螺栓连接。相比围板设计进一步加强了刚度，降低了流致振动水平。

（3）AP1000取消了热屏设计，采用了改进的中子屏设计。此设计通过了实堆验证，流致水平较低。

（4）改良的下导向筒设计。AP1000的下导向筒对原标准设计进行了改良，改良后与原标准型在整体结构上相差不大，频率上也基本相同，流致振动水平也应该基本相同。

（5）标准的上支撑柱设计也经过了实堆验证。相对于下导向筒来说，上支撑柱的受力较小，而它的频率更高，所以流致振动的余量较大。

（6）AP1000屏蔽式主泵和变频器的应用使主泵的启动过程更加平顺，另外与以往主泵相比叶轮叶片数相同[2]，所以泵的脉动水平与轴封泵基本相同。

（7）AP1000的吊篮直径厚度与3XL反应堆完全相同，其吊篮较3XL反应堆增长，从结构的角度来说这对其流致振动是不利的。

（8）AP1000采用了低温的上封头设计，靠吊篮上缘的旁通流保持较低的温度，局部旁通流的流速较大，可能对IGA的振动产生不利影响。

2 流致振动试验简介

试验由目视检查和振动测量两部分组成。

2.1 堆内构件的目视检查

该检查将会在热试前、后分别执行一次。热试前的检查结果作为基准并与试验后的检查结果进行比对，以验证堆内构件结构完整，无磨损迹象。检查的重点为：用于保持堆芯结构位置的承载构件；在反应堆压力容器内起横向、垂直和扭转约束的结构；失效后会对堆内构件结构完整性带来不利影响的锁紧结构和螺纹结构等。

2.2 堆内构件流致振动测量

振动测量和数据收集对于整个试验至关重要。确定传感器的布置和数量是试验的基础，振动测量位置的选择主要基于以下考虑：模型应力分析、工业经验、设计控制文件要求、结构重要性、是否为新设计等。基于这些原则，确定使用93块传感器进行测量，包括应变、加速度、压力脉动和位移四种类型。这些传感器接线采用特殊的电缆引出顶盖，最后与数采系统（DAQ）相连，实现测量振动的目的。测量将会在不同的温度、压力平台下使用DAQ记录堆内构件的振动情况，实际的测量涵盖了电站正常运行和可能遇到的各种瞬态工况。

3 AP1000流致振动试验的不同点

目前国内压水堆机组进行过流致振动试验的只有两个，分别是CNP600和VVER-1000，其堆内构件均有原型设计，只需要在热试期间对堆内构件进行有限实测，而AP1000堆内构件被NRC划分为原型设计，需要对堆内构件的振动情况进行全面的测量。相比之下，首台AP1000流致振动试验主要有以下不同：

测点多。在试验的过程中使用的各类传感器多达93个，对于重点测量的IGA就使用了27个传感器。而CNP600机组该试验过程中仅安装了12个传感器[3]。VVER-1000在该试验过程中安装了35个传感器。更多的测点，带来了更加复杂的安装问题，更大的数据分析量，试验难度进一步加大。

全新设计的堆芯压降模拟装置。CNP600机组试验过程中使用了带有滤网的堆芯过滤器模拟本应由燃料组件产生的堆芯压降，过滤器固定在堆芯下栅格板上，该装置不仅能模拟压差还可以拦截异物。VVER-1000机组试验过程中使用了1：1的模拟燃料组件。而AP1000机组试验期间使用了新的堆芯压差模拟装置FFR和GTFR，该套装置主要起限流作用，过滤能力有限，其使用效果是否理想有待验证。

4 流致振动试验关注点分析

4.1 试验传感器脱落风险

在国内已经完成的两次流致振动试验中，都发生了不同程度的传感器或组件脱落事件。这说明脱落部件造成的异物风险是存在的。为了避免风险，安装阶段就应加强质量控制。在压力容器扣盖前再次对安装情况进行检查，确保安装牢固。

另外，尽早投用一回路松动件探测系统，这对于脱落部件探测可起到辅助作用。

4.2 采用全流量限制器（FFR）和导向管限流器（GTFR）的风险

由于模拟燃料流阻的FFR和GFTR过滤能力有限，这就使一回路异物可能进入蒸汽发生器传热管中，在冷却剂带动下高速运动的金属异物，可能导致传热管变形减薄或泄漏。为了防止此类事件的发生，需要在安装和调试期间重视一回路防异物管理和清洁度控制。

4.3 临时压力边界密封失效的风险

堆内试验传感器电缆通过压力容器顶部管嘴引出的，由于数量、规格和正式的电缆不同，因此为该试验设计了特殊的密封装置。由于这些临时密封位于一体化封头内，发生泄漏，不易发现，同时这些泄漏将威胁到控制棒驱动机构及棒位指示线圈的安全。所以在密封安装阶段应加强质量控制，试验期间对密封装置增设检查点，发现问题及时处理。

4.4 试验传感器及附件的安装和拆除风险

目前应变片和电缆扎带安装使用的电阻焊，系国内首次应用，其使用经验不足。在安装焊接的过程中，如果焊接熔深过大可能会在拆除过程中造成堆内构件母材损伤，如果熔深太小，则剥落强度不够，在试验期间焊接附件容易脱落，造成一回路异物风险。

4.5 无法实测部件的流致振动问题

由于流量分配裙筒处于压力容器下部冷却剂高流速区且与压力容器焊接，无法安装传感器，只能通过理论分析和运行经验的方式验证其振动问题。对于类似的部件在试验完成后的检查阶段和报告评估阶段应给予重点关注。

5 结束语

虽然三门一号机组堆内构件被认定为原型设计，但它是基于成熟的压水堆技术，且所有部件都经过了实堆或模型验证，流致振动试验方法也满足监管当局的要求。本文全面分析了执行该试验时可能需要关注的问题，并结合工程实际就如何规避试验风险提出了建议，以确保AP1000堆内构件流致振动试验顺利完成。

[1]U.S. Nuclear Regulatory Commission(NRC) Regulatoryguide 1.20,Rev.2.

[2]900MW压水堆核电站系统与设备[M].北京：原子能出版社，2007.

[3]叶奇蓁，喻丹萍，等.秦山核电二期工程反应堆堆内构件流致振动试验[J].核动力工程，2003,24(2):87～90.

TL375.5

A

1671-0711（2016）10（下）-0093-02