核电站上充管与截止阀连接焊缝的疲劳分析.pdf

2015 年 第 6 期Pipeline Technique and Equipment 2015 No． 6 收稿日期2015-03-04 收修改稿日期2015-06-29 核电站上充管与截止阀连接焊缝的疲劳分析 何 风,艾红雷,吕勇波,袁 锋,王新军,卢喜丰 核反应堆系统设计技术重点实验室,四川成都 610213 摘要核电厂上充管所经历的温度瞬态变化较剧烈,从而导致上充管与截止阀门连接焊缝按 RCC- M 规范 B3600 的方法进行疲劳分析时,总的累积疲劳使用系数较大,超出了 RCC-M 规范的许用限值, 不满足 RCC-M 规范要求。 因此,需要对上充管与截止阀门连接焊缝疲劳分析进行优化。 对国内某核 电厂上充管 RCP042 与截止阀门连接焊缝进行了高温疲劳试验。 依据疲劳试验结果,根据 RCC-M 规 范 ZII 150,采用试验分析法对上充管 RCP042 与截止阀门连接焊缝的疲劳强度进行了进一步的分析评 定。 分析结果表明,该处焊缝疲劳强度满足 RCC-M 规范要求。 关键词上充管焊缝; 疲劳强度; 高温疲劳试验; 试验分析法;核电站;截止阀 中图分类号TH12 文献标识码A 文章编号1004-9614201506-0025-03 Stress Analysis of the Weld between the Charging Line and the Check Valve in the Nuclear Power Plant HE Feng, AI Hong-lei, L Yong-bo, YUAN Feng, WANG Xin-jun, LU Xi-feng Science and Technology on Reactor System Design Technology Laboratory, Chengdu 610213, China Abstract The charging line of the nuclear power station suffers severe transients. As a result, the cumulate fatigue factor of the weld between the charging line and the check valve is very large, while taking fatigue analysis with the of the RCC- M B3600. The cumulate fatigue facter exceeds the limit value of the RCC-M code, and it can’t be satisfied with the RCC-M code. Therefore, a further fatigue analysis of the weld between the charging line and the check valve is needed. A high tempera- ture fatigue experiment of the connecting weld was conducted. Based on the experiment, a further fatigue strength analysis of this weld was completed using the experimental stress analyses in the RCC-M ZII 150. The results indicate that the fatigue strength meet the RCC -M specification requirements. Key words charging line weld; fatigue strength; high temperature fatigue experiment; experimental stress analyses; nuclear power station;check valve 0 引言 核电厂一回路水温变化时,由于水的比体积的改 变,回路中水的容积也在随之变化,水容积的变化必 将导致稳压器水位的波动[1]。 通过控制上充和下泄 流量保持一回路稳压器的水位在设定值,即在不同功 率下维持稳压器的程序水位、保持一回路水容积[2]。 在安全注入的情况下,化容系统上充泵作为高压安注 泵运行,容积控制箱 RCV002BA 作为上充泵的高位水 箱,给上充泵提供水源和吸入压头,经过上充泵升压 后,最终通过上充管注入 RCP 系统一回路冷段。 此 外,上充回路还设有一条从再生热交换器出口到稳压 器喷淋的管线,一旦反应堆冷却剂泵不能使用,该管 线提供辅助喷淋能力[2]。 因此,上充管所经历的温度 瞬态变化较剧烈,从而导致上充管与截止阀门连接焊 缝按 RCC-M B3600 的方法进行疲劳分析时[3],总的 累积疲劳使用系数较大。 国内某核电厂上充管 3RCP042 和 4RCP042 与截 止阀门连接焊缝按 RCC-M B3600 的方法进行疲劳分 析,载荷对 21-31温度瞬态对该连接焊缝产生的疲 劳使用系数较大已超过 1,导致总的累积疲劳使用 系数超出了 RCC-M 规范[4]许用限值。 为此,对该核电厂的上充管 RCP042 与截止阀门 连接焊缝进行了高温疲劳试验[5];依据疲劳试验结 果,根据 RCC-M 规范 ZII 150,采用试验分析法对其疲 劳强度进行进一步的分析评定。 26 Pipeline Technique and EquipmentNov． 2015 1 试验方法及结果 1.1 试件及试验方法 试件母材与对应产品母材零件状态相同,试件焊 材与现场产品焊接用的焊材型号相同。 焊接接头为 Z2CN1810 和 Z2CND1812N2 的管道环焊缝对接,焊 接工艺[6]与现场产品焊接工艺一致,都为手工 TIG 焊。 连接焊缝位置与实际结构保持几何相似,影响焊 缝位置应力的邻近位置也保持几何相似;考虑到阀门 结构复杂,制作试件时阀门采用管结构模拟,但连接 处主要结构尺寸相同。 试验方法遵循 GB/ T 15248-2008金属材料轴向 等幅低循环疲劳试验方法 [7] 的要求。 试验温度为 2852℃,重复试验 2 次,试件承受的交变应力幅值 为1 940 MPa。 1.2 试验结果 试件 1 和试件 2 在上述试验方法下,循环次数分 别为6 852、4 015次。 图1 和图2 为试验时试件1 和试 件 2 加载载荷与所循环次数关系图。 图 1 试件 1 载荷峰谷值-循环次数 图 2 试件 2 载荷峰谷值-循环次数 2 疲劳分析方法 采用 RCC-M 规范 ZII 150 中试验分析法。 试验 中,所承受的最小循环次数和试验载荷分别由规定的 使用循环次数乘以系数 KTN和规定的使用载荷乘以系 数 KTS来确定。 1 在 RCC-M 规范中的疲劳曲线图 ZI4.2 的疲 劳曲线上取 D 点,横坐标值与规定的使用循环次数 ND一样;过该点作一竖直线,在其上取其纵坐标值等 于 KsSaD的一点 A见图 3。 2 延长过 D 点的水平线至点 B,使 B 点的横坐 标为 Kn N D见图 3。 图 3 试验参数的系数结构线图 3 连接 AB,在 AB 上任取一点 C见图 3,系数 KTS和 KTN定义为 KTSC 点纵坐标/ D 点纵坐标; KTNC 点横坐标/ D 点横坐标; PT试验载荷 KTS规定的使用载荷; NT最小循环次数 KTN规定的使用循环次数; 其中,Kn和 Ks的数值可由反映尺寸、表面光洁 度、温度和所进行重复试验次数的影响因子确定,按 式1、式2计算 Ks K sl K sf K st K ss 1 KnKs 4． 3 2 Ks值不得小于 1． 25;并且 Kn值不得小于 2． 6。 式中Ksl为疲劳寿命的尺寸效应因子,Ksl1． 5-0． 5 LM/ LP,LM/ LP 为模型和原型线度尺寸比;Ksf为表 面光洁因子,Ksf1． 175-0． 175SFM/ SFP,SFM/ SFP 为模型和原型表面光洁度之比;Kst只在不同温度对应 的疲劳曲线时考虑,如果试验温度低于所考虑瞬态过 程温度的最高值, Kst [试验温度下的 Sa N 或 εaN] / [所考 虑 瞬 态 最 高 温 度 下 的 Sa N 或 εaN],否则取 Kst 1;Kss为试验结果的统计离散因 子,Kss1.470-0.044试验重复次数。 计算 Ks时不得使用小于1.0 的 Ksl、Ksf、Kst和 Kss值。 3 分析评定及结果 根据 RCC-M B3600 的方法进行疲劳分析得到 3RCP042 与截止阀门连接焊缝累积疲劳使用系数为 1.776,4RCP042 与截止阀门连接焊缝累积疲劳使用系 数为 1.993见表 1。 累积疲劳使用系数都超出规范 要求的许用限值,保守取 4RCP042 与截止阀门连接焊 第 6 期何风等核电站上充管与截止阀连接焊缝的疲劳分析27 缝进行疲劳试验分析评定;该处焊缝实际承受的最严 厉载荷对为 21-31A1-F2,见图 4,载荷对 A1-F2 产 生的疲劳使用系数为 1.19,对应的交变应力为1 525 MPa,循环次数为 190 次见图 5。 表 1 上充管 RCP042 与截止阀门连接焊缝 按 RCC-M B3600 方法进行的疲劳分析结果 单元节点累积疲劳使用系数许用限值 3RCP0423092821.7761 4RCP042771.9931 图 4 瞬态 A1 和 F2 的温度曲线图 图 5 4RCP042 与截止阀连接位置焊缝 按 RCC-M B3600 方法进行的疲劳分析结果 在疲劳曲线图 ZI4.2 上找出 D 点,坐标为190, 1 300;然后确定 Ks,Kn 尺寸效应因子中,模型和原型线度尺寸比 LM/ LP 取 1 Ksl1． 5-0． 5LM/ LP 13 表面光洁度因子中,模型和原型表面光洁度之比 SFM/ SFP 取 1 Ksf1． 175-0． 175SFM/ SFP 14 温度效应因子 Kst取 1; 试验结果统计离散因子中,试验重复次数取 2 Kss1． 470-0． 04421． 3825 因此 Ks K sl K sf K st K ss1111． 3821． 382 6 KnKs 4． 34． 02 7 在疲劳曲线图 ZI4.2 中找出 A 点190,Ks1 300 和 B 点Kn190,1 300,并连接 A、B 点见图 6。 在 段上任选一点计算系数 KTS和 KTN,选取 B 点进行分 析KTS1;KTN4． 02。 因此,试验要求交变应力 PT为 1 525 MPa 时,最小循环次数 NT为 764 次;而实际试 验中交变应力为1 940 MPa,两个试验件的疲劳循环次 数分别为4 015次和6 852次;保守选取4 015次进行分 析,因此载荷对 A1-F2 产生的疲劳使用系数可重新计 算为764/4 015 0.19,4RCP042 与截止阀连接焊缝 总的累积疲劳使用系数为1.993-1.190.190.993, 该累积疲劳使用系数满足规范要求。 图 6 试验结果分析参数选取图 4 结论 根据 RCC-M B3600 方法进行的疲劳分析以及疲 劳试验结果,采用试验分析法对此核电厂上充管 RCP042 与截止阀连接位置焊缝疲劳强度进行了优化 分析评定,分析结果表明上充管 RCP042 与截止阀连 接焊缝疲劳强度满足 RCC-M 规范要求。 上充管与截止阀门连接焊缝的疲劳试验以及试 验分析方法,为国内其他核电厂上充管与截止阀门连 接焊缝疲劳分析提供了参考,为解决国内其他核电厂 此类焊缝总的累积疲劳使用系数较大问题提供了有 效的解决方法。 参考文献 [1] 广东核电培训中心.900 MW 压水堆核电站系统与设备. 北京原子能出版社,2004121. 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