核岛蒸汽发生器封头弹塑性应力分析及强度评定

核岛蒸汽发生器封头弹塑性应力分析及强度评定
梁向东;冀英杰;邢磊;武文广
【摘要】核电站蒸汽发生器是核岛主设备之一,其安全性直接关系到核电站的正常运行.基于ASME Ⅲ-1和ASME Ⅷ-2标准及有限元软件,采用线弹性、非线性以及热-力耦合的分析方式,对某压水堆核电站蒸汽发生器下封头结构进行应力分析与评定.计算结果表明,封头应力满足规范要求,并具有一定裕量.考虑材料应变强化效应时,可以提高设备的极限承载能力;当存在温差应力时,封头外侧的部分区域应力有所恶化,而内侧有所改善.对结构热-力耦合应力进行保守计算,发现除局部区域进入屈服,封头总体应力仍处于弹性阶段.研究结果可为该类设备设计、强度分析与优化提供一定参考.%The steam generator(SG) of nuclear power plant is one of the main equipments in the nuclear island,its safety is related to the normal operation of nuclear power plant.Based on ASME Ⅲ-1,ASME Ⅷ-2 and finite element technology,the stress analysis and evaluation of the bottom head of SG in a pressurized water reactor nuclear power plant was studied through linear elastic analysis,nonlinear analysis and thermo-mechanical coupling analysis.The results show that the stress intensity of the SG head meets the ASME standard requirements and has a certain margin.The ultimate carrying capacity of the equipment can be improved by considering the strain-strengthening effect.When the thermal stress is considered,the stress intensity of the outside of the head is deteriorated and the inner side is improved.The conservative calculation of thermal-mechanical coupling analysis shows that the total stress intensity of the head is still in the elastic stage except for the local area.The research
results can provide some reference for the design,strength analysis and optimization of this kind of equipment.
【期刊名称】《压力容器》
【年(卷),期】2017(034)006
【总页数】6页(P32-37)
【关键词】蒸汽发生器;有限元;线弹性;非线性;热-力耦合;应力分析
【作者】梁向东;冀英杰;邢磊;武文广
【作者单位】中国核电工程有限公司河北分公司,河北石家庄 050000;中国核电工程有限公司河北分公司,河北石家庄 050000;中国核电工程有限公司河北分公司,
河北石家庄 050000;中国核电工程有限公司河北分公司,河北石家庄 050000
【正文语种】中文
【中图分类】TH49;TL353.13;O241.82
核电站蒸汽发生器(Steam Generator，简称SG)是核岛主要设备之一，通过SG
将一回路的热量传递给二回路的工质使其产生蒸汽，并最终转化为电能。

因此，作为一回路、二回路的中间枢纽和边界，SG的安全性对核电站的正常运行至关重要。

其中，SG下封头作为一次侧部件构成了冷却剂压力边界，是第二道放射性防护屏障，属于核安全一级部件。

因此，对SG下封头结构进行详细的应力分析与评定尤为重要。

目前，对核岛压力容器的应力评定主要采用基于线弹性材料模型的应力分类法。

因为该方法简单、通用并且发展较为成熟，被广泛使用。

赵文清[1]对安注箱进行了
有限元计算及应力评定，分析了设备在试验工况下的可靠性；徐宇等[2]对SG上
部与下部横向支撑进行了力学计算，并按D级工况条件进行评价；李海龙等[3]分析了SG管板孔桥在超差情况下的应力状态，并进行了安全性分析。

弹性分析法是一种工程近似方法，忽略了材料的非线性特性，对于复杂的结构不能真实反映其应力分布，也无法描述材料发生的塑性行为。

随着有限元数值分析技术的发展以及结构安全性分析要求的提高，对压力容器的非线性分析逐渐成为研究热点[4-5]。

ASME Ⅲ-1 NB[6]给出了基于材料真实应力应变曲线的塑性分析法，ASME Ⅷ-2[7]也提供了基于理想弹塑性(Elastic Perfect Plastic,EPP)材料模型的极限载荷分析法。

宋辰宁等[8]采用双线性应力-应变材料模型，分析了核安全壳的极限抗压承载力；郑修鹏等[9]采用理想弹塑性模型，应用极限载荷法对管道限制件的极限承载能力进行计算；陆维等[10]使用材料的真实应力应变曲线作为输入，对反应堆压力容器接管段进行了弹塑性应力分析。

然而，非线性分析虽然考虑了材料的塑性屈服及应变强化特性，但分析中忽略了温度场，因此对热应力的影响欠考虑。

SG下封头设置2个人孔和2个接管口，应力状态较为复杂，需要详细的应力分析及评定。

因此，本文采用基于线弹性材料模型的应力分类法，对设计工况下的应力进行评定；采用材料真实应力应变曲线和EPP材料模型，使用极限载荷分析来确定结构的极限载荷，并进行对比分析；考虑到保温层绝热效果对结构强度带来的潜在隐患，运用热-力耦合法研究环境温度对封头应力分布的影响。

1.1 基本参数
基于ANSYS Workbench软件，采用Solid 186单元建立SG下封头1/2结构有限元模型，如图1所示。

对分析模型划分结构化网格，得到单元总数3689个，节点总数19524个。

封头内侧设计压力17.23 MPa，设计温度343 ℃，材料为低合金钢锻件，牌号SA508 Gr3 Cl2(18MnD5)[11]。

材料在343 ℃条件下的弹性模量E、泊松比μ、导热系数λ、线膨胀系数α、屈服强度Sy及设计应力强度Sm
如表1所示。

1.2 边界条件与载荷
由于模型的对称结构，将对称面设置为对称边界。

封头端面和管板相焊接，故设置为固定约束。

根据不同的分析方法，载荷值与加载方式存在差异。

(1)应力分类法。

该方法基于线弹性材料模型，故应力应变保持线性关系。

将结构危险部位进行应力线性化处理，然后对应力进行分类评价。

其中，封头内侧施加设计压力17.23 MPa，接管和人孔外端面施加等效应力，同时考虑支撑反力作用。

(2)极限载荷分析法。

此方法为非线性分析法，选用双/多线性等向强化模型来满足材料特性。

非线性计
算采用逐步加载的增量算法，当结构出现塑性变形时，需调整载荷增量以满足收敛要求。

(3)基于热-力耦合的结构应力分析。

考虑到温差引起的热应力，采用顺序法进行热-力耦合分析求解[12]。

其中封头内
壁取设计压力17.23 MPa，设计温度343 ℃，选用EPP材料模型。

2.1 应力强度评定
由于ASME Ⅲ NB卷采用Tresca屈服准则，图2示出SG封头的Tresca等效应
力云图。

可以看出，整个部件处于弹性阶段，最大应力出现在封头内侧与管板连接处，并沿厚度方向逐渐减小，开孔内侧应力值较大。

根据危险部位，在结构上定义了5条路径，具体位置如图3所示。

根据设计工况
对应的应力限制进行评定，计算结果如表2所示。

NB-3221[6]规定：设计工况下，一次总体薄膜应力(Pm)强度小于Sm；一次局部薄膜应力(PL)强度小于1.5Sm；一次局部薄膜加一次弯曲应力(Pb)强度小于1.5Sm。

评定结果显示，SG下封头应力满足设计工况强度限制。

2.2 极限载荷分析
本节采用ASME提供的极限载荷分析法，应用非线性有限元法研究引起SG下封头总体塑性垮塌的极限载荷。

分别采用材料真实应力应变曲线[7]和EPP材料模型作为输入，计算出结构的载荷-应变曲线，使用两倍弹性斜率准则[9]求出结构的极限载荷值，并取许用载荷为2/3的极限载荷。

材料模型如图4(a)所示。

图4(b)，(c)分别为应用EPP模型和真实应力应变曲线计算出的极限载荷，具体结果如表3所示。

可以看出，设计压力17.23 MPa小于许用载荷，即结构在该载荷下稳定，并且材料仍有较大裕量。

通过对比发现，使用真实应力应变曲线计算出的极限载荷及垮塌载荷均比EPP模型计算值大，相应的应变量也较大。

这是因为真实应力应变曲线考虑了材料的应变强化特征，塑性变形的增大会提高材料的强度，因此能够明显提高封头的极限承载能力。

由于EPP模型未考虑强化效应，在材料进入屈服后即产生塑性流动，承载能力较弱，对应的应变也相应较小。

2.3 热-力耦合分析
按照ASME相关标准，通过应力分类评定和极限载荷分析，SG下封头应力均满足规范要求。

考虑到设备保温效果对结构强度带来的潜在隐患，本节基于热-力耦合法考察了环境温度对封头应力分布的影响。

在稳态下，计算忽略了沿厚度方向的温度梯度。

选用von Mises屈服准则，材料屈服强度Sy取为371 MPa，考察了环境温度为343 ℃(完全绝热，无热应力)，200 ℃和60 ℃(保温层外侧温度)时，结构典型路径上的应力分布情况。

其中，路径方向均是沿外壁至内壁。

图5为不同环境温度下，封头对称面内外侧边界A-A和B-B上的von Mises等效应力分布。

由图5(a)可以看出，内壁中心处区域的应力随环境温度的降低有微弱增大，其余部位应力有所降低。

图5(b)显示出外壁中心区域的应力随环境温度的降低有微弱减小，两侧区域的应力水平有所提高。

封头与管板连接处(Path 1)以及变壁厚处
(Path 2)附近的局部区域出现衰减很快的应力增大现象，由此引起的应力称为“不连续应力”。

由应力分布关系可知，此种应力的影响范围较小。

图6示出Path 1～Path 3路径上的von Mises应力分布。

由图6(a)可知，环境温度的降低可能导致封头与管板连接处内侧区域进入屈服，
并产生塑性流动。

由图6(b),(c)可看出，随着环境温度的降低，封头变壁厚处的外侧应力增大较快并高于内侧应力。

在封头中心厚度方向上，内侧应力随环境温度的降低而增大，外侧应力随之降低。

综上所述，当不存在热应力时，封头应力整体处于弹性范围，内侧应力较高并沿外侧方向呈递减趋势。

随着环境温度的降低(即温差的增大)，封头外侧的部分区域应力有所恶化，而内侧应力有所改善。

由此可见，封头保温层的绝热效果会影响结构的应力分布。

对于本例，即使环境温度取保温层外侧温度进行保守计算时，除局部区域进入屈服，封头总体应力仍处在弹性范围。

另外，结构不连续处应力水平较高，但影响范围较小且具有自限性。

将基于ASME标准的工程分析法与热-力耦合分析技术相结合，可以更全面地对设备应力进行评价，并为强度分析及后续优化提供参考。

依据ASME Ⅲ-1和ASME Ⅷ-2标准，通过线弹性分析和非线性分析技术对某压
水堆核电站蒸汽发生器下封头进行应力分析与评定，并在考虑热应力条件下对结构进行热-力耦合分析，以接近真实应力分布。

(1)采用基于线弹性的应力分类法对蒸汽发生器下封头结构进行应力计算，对危险
部位进行应力评定，评定结果表明，蒸汽发生器下封头满足规范要求。

(2)运用基于非线性分析的极限载荷法，采用材料真实应力应变曲线和EPP模型作为输入，计算出结构的极限载荷。

结果表明，设计压力下结构稳定且仍具有一定承载能力；考虑材料应变强化效应的设计方法能够提高容器的承载能力，可为其轻量化设计提供参考。

(3)基于热-力耦合的应力分析表明，当存在温差应力时，封头外侧的部分区域应力有所恶化，而内侧应力有所改善。

当环境温度取保温层外侧温度进行保守计算时，除局部区域进入屈服，封头总体应力仍处在弹性范围。

【相关文献】
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[2] 徐宇,初起宝,王庆,等.核电厂蒸汽发生器支撑的力学计算与评价[J].核动力工程,2015,36(5):12-14.
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