MWe压水堆核电厂主设备力学分析和.docx

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MWe压水堆核电厂主设备力学分析和

300MWe压水堆核电厂主设备力学分析和

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300MWe压水堆核电厂主设备力学分析和

研究:

从设计到寿命管理

姚伟达贺寅彪窦一康谢永诚张明梁星筠

（上海核工程研究设计院,200233）

摘要:

秦山核电厂（秦山一期）是中国第一座自行设计,建造和运行管理的300MWe压水堆核电厂.上

海核工程研究设计院作为秦山核电厂的总体设计单位,于上世纪70年代初开展大量设计,研究和开发工作,

解决设计,建造和运行中遇到的各类工程问题,其中反应堆结构力学是确保核电厂主设备安全可靠运行重

要的预测与仿真手段之一.本文概要地介绍反应堆结构力学在核电厂设计,建造,调试和运行等不同阶段,

在设备的安全性和可靠性评估及老化,寿命评估方面所扮演的角色.本文主要内容涵盖核蒸汽供应系统主

设备的分析法设计,安全分析相关的力学问题,承压设备的一些特殊问题（快速断裂的防止,密封分析及

试验验证等）,流致振动的试验研究,设备的抗震鉴定,设备的失效诊断及原因分析,振动鉴定和诊断技

术,承压设备的在线监测技术,缺陷评估方法,核电厂主设备的老化与寿命评估方法等.

关键词:

核电厂主设备反应堆结构力学分析和试验

1引言

中国于上世纪70年代初启动核电厂建造项目,由于当时特殊的国际环境条件,与那些

已经掌握先进核电技术的发达国家的技术交流甚少.在经过多年的堆型选择问题论证后,于

1982年决定在浙江海盐建造300MWe压水堆核电厂原型堆,经过多年的艰苦工作,从设计,

设备采购,设备制造,土建和安装到调试和安全评审,1991年12月15日,秦山核电厂作

为中国大陆第一座核电厂终于投入运行,迎来了中国和平利用核能的新纪元.如今,中国大

陆已有9座核电机组投入运行,总装机容量为6800MWe.作为在中国最早从事核电研发的

上海核工程研究设计院（上海核工院）,在完成秦山一期项目后,又成功将具有自主知识产

权的中国核电出口到国外,为巴基斯坦建造恰希玛一期300MWe核电厂,该电厂以秦山一

期作为参考电厂,其抗震要求高于秦山一期,2000年恰希玛一期核电厂也成功投入运行.

随着秦山核电厂和恰希玛核电厂（恰希玛一期）的相继投运,上海核工院继续为其提供技术

支持.最近上海核工院又承接了恰希玛二期的核电设计项目,该项目为恰希玛一期的姐妹堆,

但采用了最新的法规规范,在设计技术上提出更高的要求.自主开发的1000MWe压水堆核

电厂CNP1000项目也正在进行中.

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中国的核电研发从核电厂设计到在役电厂的安全可靠性地维护,反应堆结构力学始终扮

演着重要的角色.本文概要地介绍反应堆结构力学在核电厂设计,建造,调试和运行等不同

阶段,在设备的安全性和可靠性评估及老化,寿命评估方面所扮演的角色.本文主要内容涵

盖核蒸汽供应系统主设备的分析法设计,安全分析相关的力学问题,承压设备的一些特殊问

题（快速断裂的防止,密封分析及试验验证等）,流致振动的试验研究,设备的抗震鉴定,

设备的失效诊断及原因分析,振动鉴定和诊断技术,承压设备的在线监测技术,缺陷评估方

法,核电厂主设备的老化与寿命评估方法等.

2300MWe核电厂开发中反应堆结构力学所涉及的主要方面

2.1分析法设计

上海核工院在开展秦山一期项目研究,开发的初期,中国的核安全法规尚未建立,主要

参照美国的核安全法规,规范和标准,如美国联邦法规核能卷10CFR50,美国核管会的管

理导则R.G系列,美国机械工程学会锅炉与压力容器规范ASME等.根据规范要求,对于一

回路的主设备（包括反应堆压力容器,堆内构件,控制棒驱动机构,稳压器,蒸汽发生器和

主泵等）均需要采用以详细应力分析,载荷组合和应力评定为基础的分析法设计的方法进行

设计.在上世纪70年代和80年代,虽然有限元分析在工程界已逐步推广使用,但限于当时

的软,硬件条件,一些复杂的结构还不得不依靠模型试验来获知其准确的应力分布,例如,

当时上海核工院开展了反应堆压力容器1:

10模型三维光弹试验研究[1],并在此基础上,于

上世纪70年代末完成了反应堆压力容器进口接管的三维有限元分析[2],这是三维有限元首

次在中国核工程中的成功应用,在当时条件下,需要克服许多软硬件方面的困难.在上世纪

90年代初,完成了秦山一期所有主设备的应力分析和最终安全分析报告的支持性材料.在

其后的恰希玛一期项目中,基于秦山一期积累的经验和日益增多的国际间技术交流,加深了

对规范要求的理解,分析法设计在上海核工院已形成完整的体系,所有应力分析报告实现标

准化,内容涵盖规范涉及的各项要求,包括瞬态应力分析,变形分析,密封分析,疲劳分析

断裂分析和反应堆压力容器承压热冲击等.

从1999年到2002年,上海核工院在国家核能开发框架下,完成核电厂承压设备分析法

设计软件系统（DEBAS）的研制[3],该软件系统是通过对通用有限元软件进行二次开发,形

成符合规范要求的分析法设计专用软件,其中包括材料数据库,参数化分析模型库,瞬态载

荷库等,并与各类CAD软件有良好的接口,既能从CAD中直接读取分析模型,也能将分析

后优化的尺寸反馈给设计,实现分析,设计一体化.此外.DEBAS还集成一些专用程序,

如用于瞬态密封分析的SMEC-II,用于核2,3级设备应力分析和评定的SAPPC-II等.采用

DEBAS后,使核承压设备的分析法设计周期缩短,设计更为合理和符合规范.

2.2特殊问题的专项研究

秦山300MWe核电厂设计建造期间,进行了大量的专项科研研究,为了验证设计和满

足核安全局提出的要求,总共有141个与主设备结构力学相关的研究项目安排实施,解决各

类工程问题,其中反应堆压力容器有28项,堆内构件有31项,燃料组件有16项,蒸汽发

生器有30项,控制棒驱动机构有12项,辅助设备有8项.以下将一些典型的研究作简要介

绍.

（1）反应堆压力容器密封性能研究[4][5]

密封性能是反应堆压力容器最基本的性能之一,必须在设计时掌握各项密封性能参数.由于

--2

ASME规范中没有给出反应堆压力容器密封设计的规定,只能通过详细的试验研究,掌握金

属"O"形环的密封设计与分析及制造技术.该项研究包括:

1）开发热瞬态工况下的密封

性能分析程序（SMEC）;2）通过各项试验验证程序,先后进行了1:

4模型的热态水力模

拟试验和秦山一期调试阶段螺栓载荷的现场超声测量;3）"O"形环材料的选择,管材镀银

工艺技术开发研究等.通过一系列研究,我们获得了螺栓协变载荷下热弹性接触问题的工程

计算方法,SMEC程序已经（和将要）用于恰希玛一期（和二期）项目的设计.

（2）反应堆堆内构件的设计,分析和试验验证研究[6]

该研究项目包括如下方面主要内容:

1）流致振动研究该研究是为了验证堆内构件在其整

个设计寿期内满足安全要求.根据流固耦合的相似性原理,研制开发了压力脉冲载荷下流致

振动的计算程序PIVCB,通过1:

10反应堆吊篮模型在静水和模拟实际流速的试验回路上

的系列试验,验证程序的合理性.该研究同时也为堆内构件螺栓防松试验提供载荷.2）强

地震下动态响应分析和试验研究该研究主要针对恰希玛一期项目,因为其地震烈度要高于

秦山地区.通过1:

10模型在地震台上的模拟试验,取得动态特性参数,然后进行非线性动

态响应分析,其中包括间隙单元的应用.

（3）主设备在地震加失水载荷下动态响应分析研究[7][8]

对于核蒸汽供应系统中存在间隙的主设备,如燃料组件,堆内构件,控制棒驱动线和蒸汽发

生器管束等,安全分析最关心的问题是在最不利的载荷组合（如地震加失水）下能保持结构

完整性并能保证执行相应的安全功能能力.研究重点在于具有间歇碰撞强非线性动态响应的

模态分析方法,并结合局部的碰撞刚度验证试验.运用该研究成果,成功解决了秦山一期和

恰希玛一期最终安全评审遗留下的燃料组件动态响应分析问题.反应堆结构的响应分析也为

相关设备提供了载荷输入,如燃料组件和控制棒驱动线等.

（4）地震条件下控制棒落棒时间分析程序研究开发[9]

按照核安全要求,对于反应堆控制棒系统,必须保证在任何工况条件下在规定时间内完成落

棒动作,以保证反应堆的安全停堆,当地震发生时,横向振动导致落棒困难.自行研制开发

的SCRAM程序能模拟地震条件下落棒过程,并考虑控制棒驱动线与外部导向筒的横向移动

及其间隙碰撞.该程序采用1:

1的控制棒驱动机构地震试验进行验证.在秦山一期和恰希

玛一期中,采用该程序成功完成落棒时间的计算工作.

（5）蒸汽发生器管束动态分析研究[10]

该试验和分析研究于上世纪90年代初完成,主要研究蒸汽发生器管束在地震载荷下的动态

响应分析.试验得出结论:

局部弱约束（如与套筒间隙）对于管束整体抗震响应无显著贡献,

支承板的径向约束对于维持水力振动的有效跨距是必须的.试验与分析得到的管束载荷分布

吻合很好,证明计算方法的合理性.

2.3核电厂调试期间管系和旋转机械的振动鉴定[11]

根据ASMEOM的要求,核电厂管系和旋转机械在调试期间应进行振动鉴定,以尽早

发现制造或安装中存在的问题,同时为以后的在役试验提供基准数据.上海核工院先后完成

4座核电厂的振动鉴定,包括:

秦山一期,恰希玛一期,秦山二期（2×600MWe压水堆核

电厂）,秦山三期（2×700MWeCANDU型核电厂）.振动鉴定包括按照ASMEOM要求计

算振动允许限值,对于重要管系和设备安排固定测点,记录瞬态振动信号供离线分析;对于

众多的一般管系和设备,采用便携式测量仪器测量不同流量下的稳态振动.测量结果与计算

限值进行比较,确定是否通过振动鉴定.对于超限振动,采用不同方法进一步测量和作出详

细分析,以找出超限原因和处理对策.

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2.4核电厂辅助设备的抗震鉴定[12]

根据核安全的要求,对于核2,3级设备和抗震I类和II类设备,必须进行抗震鉴定,

以证实其在地震发生时（或地震发生后）仍能具备执行设计要求的安全功能能力.上海核工

院为秦山一期,恰希玛一期完成了一系列的抗震鉴定工作,其中包括:

采暖通风及空气调节

设备,仪控机柜,电缆托架,热交换器,冷冻机组等.该类需抗震鉴定的设备通常量非常大,

必须采用包络的方法以减少工作量,缩短鉴定周期,选择典型设备作抗震试验.秦山一期的

经验可推广至其他核电厂,如即将投入发电的江苏田湾核电厂.

2.5运行核电厂的定期安全审查[13][14]

根据中国核安全局颁布的法规要求,对于运行核电厂每十年必须进行一次安全评审,即

定期安全审查.秦山一期作为中国大陆第一座核电厂,当然也是第一个需要完成十年定期安

全审查.根据HAF0312导则要求,要求对秦山核电厂11个安全因素进行审查,秦山核电厂

将其中3项委托上海核工院进行审查,即:

安全分析,设备鉴定和老化管理,涉及整个电厂

的各种专业领域.老化包括法规老化和物理老化,法规老化指十年前构筑物,系统和设备

（SSCs）设计,制造,运行,在役检查,维护维修所依据的法规经过十年发展,发生不同

程度的变化;物理老化是SSCs在其运行环境中,经过十年使用材质性能等指标发生了变化.

定期安全审查就是对SSCs按当前的法规,规范进行重新评估,考察其是否仍然具有法规所

要求的安全裕度,对于不满足的SSCs提出纠正措施.反应堆结构力学在定期安全审查中发

挥重要的作用,主要工作包括:

1）依据设计,制造,安装,调试和运行情况,评估安全相

关的SSCs在正常和事故情况下的结构完整性;2）依据材料性能,工作环境,及其他电厂或

组织的运行经验反馈,分析安全相关的SSCs老化机理,并提出延缓老化的措施;3）对所

有抗震I类的设备进行普查,对漏,缺项提出纠正措施.

2.6运行核电厂设备改造中的结构力学问题[15]

随着中国和出