劉廣東,張富美,艾華寧,呂永紅
(中科華核電技術(shù)研究院,深圳518124)
SYSPIPE[1]是法國FRAMATOME公司開發(fā)的專用于核級管道系統(tǒng)的應(yīng)力計算和分析程序,程序內(nèi)部嵌套有RCC-M[2]的評定模塊,計算結(jié)果無需后處理,但其建模不方便,分析結(jié)果不直觀,目前還沒有投入商業(yè)市場。與SYSPIPE相比,ANSYS是國際通用的大型商用有限元分析軟件,使用范圍廣,計算模型和分析結(jié)果可視化,如果加入RCC-M評估模塊,則ANSYS可以替代專業(yè)的SYSPIPE對核級管道進行應(yīng)力分析。
核級管道的應(yīng)力分析是確保管道在承受各種工況相關(guān)的載荷時,管道自身和與其連接的設(shè)備均不發(fā)生失效的力學(xué)分析方法,且對優(yōu)化管道設(shè)計,降低經(jīng)濟成本有重要的指導(dǎo)意義[3]。核級管道應(yīng)力評定的一般步驟為:首先根據(jù)管道布置建立其分析模型,其次根據(jù)各個工況的載荷計算其對應(yīng)的應(yīng)力,最后采用RCC-M 2002規(guī)范對應(yīng)力進行組合評定。如果應(yīng)力評定結(jié)果不滿足規(guī)范要求,則需要對相應(yīng)的管道布置、支撐類型或支撐位置等進行調(diào)整[4],使應(yīng)力評定結(jié)果滿足規(guī)范要求。
核級管道按照壓水堆核電廠核島機械設(shè)備設(shè)計規(guī)范RCC-M C3652中O級、A級、B級、C級和D級準(zhǔn)則進行評定,應(yīng)力需滿足RCC-M C3652中式(1)、式(2)、式(3)、式(4)。如果式(1)、式(2)滿足,則式(3)自然滿足;如果式(2)應(yīng)力超標(biāo),則采用方程(3)進行評定。
式中各參數(shù)的單位為國際單位,各參數(shù)在RCC-M規(guī)范中定義如下:
P為設(shè)計壓力;D0為管道外徑;tn為公稱壁厚;MA為由永久性載荷引起的合力矩;MB為由偶然載荷產(chǎn)生的合力矩;Mc為熱膨脹或固定點位移產(chǎn)生的力矩變化范圍;Z為管道載面模量;i為0.75i≥1的應(yīng)力增強系數(shù);Sh為設(shè)計溫度下材料的基本許用應(yīng)力;SA為熱膨脹許用應(yīng)力變化范圍;k為許用應(yīng)力系數(shù),B級準(zhǔn)則取1.2,
C級準(zhǔn)則取1.8,D級準(zhǔn)則取2.4。其中SYSPIPE程序已將評定式(1)、式(2)、式(3)、式(4)嵌套在內(nèi),可以直接調(diào)用上述評定方程進行分析評定。但由于ANSYS程序內(nèi)部沒有上述評定方程,首先需要通過ANSYS計算各個管道單元在輸入載荷下的力矩,然后采用RCC-M規(guī)范C3652式(1)、式(2)、式(3)、式(4)計算管道應(yīng)力進行分析評定。因而在ANSYS加入RCC-M評定子程序就可以替代專業(yè)的SYSPIPE對核級管道進行應(yīng)力分析。
本文以大亞灣核電站2REN 316(2′)管線為例,分別利用SYSPIPE與ANSYS對該管線承受自重、內(nèi)壓、熱膨脹、地震等載荷進行計算,并用自開發(fā)的RCC-M評定子程序?qū)CC-M規(guī)范C3652式(1)、式(2)和式(4)進行應(yīng)力分析和評定,比較SYSPIPE與ANSYS的應(yīng)力計算結(jié)果。
2REN 316管線材料為不銹鋼Z2CN1810,尺寸為φ60.3×5.54,其RCC-P安全等級為2級,抗震等級為1I級,規(guī)范等級為RCC-M 2級,閥門質(zhì)量為20kg。管線所承受的載荷有自重、內(nèi)壓、熱膨脹、地震載荷。自重計算時取重力加速度為9.8m/s2,程序根據(jù)管道單元線密度和集中質(zhì)量計算重力效應(yīng)。設(shè)計和運行壓力都為1.89MPa,管道內(nèi)設(shè)計溫度為176℃。程序根據(jù)管道的熱膨脹系數(shù)計算膨脹位移和膨脹應(yīng)力。地震響應(yīng)采用模態(tài)響應(yīng)譜法[5]求解,用模態(tài)組合方法求得結(jié)構(gòu)各個自由度方向的最大響應(yīng),由結(jié)構(gòu)的響應(yīng)求出單元應(yīng)力,組合方法為SRSS。
依據(jù)RCC-M規(guī)范要求,對各種工況進行組合,組合后的核二級管道應(yīng)力評定準(zhǔn)則如表1所示。
表1 RCC-M評定準(zhǔn)則Table 1 The RCC-M criteria
采用SYSPIPE程序的相關(guān)規(guī)定進行建模,利用RUN單元模擬直管,ELB單元模擬彎管,VAL單元模擬閥門,閥門集中質(zhì)量加載于節(jié)點上。分析載荷如表1所述。SYSPIPE建立的管道模型如圖1所示,其中1節(jié)點和17節(jié)點為固定支撐約束,6節(jié)點和14節(jié)點施加導(dǎo)向支撐約束。
圖1 2REN316管線SYSPIPE模型圖Fig.1 The SYSPIPE model of 2REN316pipe
模態(tài)分析后,提取前5階固有頻率如表2所示。
表2 管線結(jié)構(gòu)前5階固有頻率Table 2 The fifth order natural frequencies of the pipe structure
在表1各種工況載荷作用下,管線的應(yīng)力分析結(jié)果如表3所示:
表3 各種工況下的最大計算應(yīng)力Table 3 The highest calculated stress in each RCC-M equation
從表3可得管線在各種工況下滿足RCCM規(guī)范要求。
管道應(yīng)力計算
在SYSPIPE中定義節(jié)點焊接類型,程序會自動按照RCCM圖C3680.1中公式計算柔性因子h,k和應(yīng)力增強系數(shù)i,并將應(yīng)力增強系數(shù)i賦值給節(jié)點。然而ANSYS中無RCCM圖C3680.1計算柔性因子h,k和應(yīng)力增強系數(shù)i模塊,需要自編RCCM子程序計算各個節(jié)點應(yīng)力增強系數(shù),然后賦值給各個節(jié)點。
ANSYS程序內(nèi)部沒有RCC-M C3652中評定方程,首先需要通過ANSYS計算各個管道單元在輸入載荷下的力矩,然后采用RCC-M規(guī)范C3652式(1)、式(2)和式(4)計算管道應(yīng)力進行分析評定,以大亞灣核電站2REN 316(2′)管線為例,采用ANSYS 12.0中Piping models模塊建模,模型中采用pipe16模擬直管,pipe18模擬彎管和彎頭,valve模擬閥門。
采用ANSYS 12.0建立管道有限元模型和約束如圖2所示。
圖2 2REN316管線ANSYS模型圖Fig.2 The ANSYS model of 2REN316pipe
依據(jù)RCC-M規(guī)范要求,對各種工況進行組合,各工況載荷組合如上述表1所示。模態(tài)分析后,提取前5階固有頻率如表4。
表4 管線結(jié)構(gòu)前5階固有頻率Table 4 The fifth order natural eigen frequencies of the pipe structure
通過表2和表4對比分析,SYSPIPE和ANSYS計算的前5階固有頻率相對誤差分別為1.5%、2.5%、1.5%、3.7%、0.1%,可得二者計算結(jié)果基本一致。
在表1各種工況載荷組合作用下,管線的應(yīng)力分析結(jié)果如表5所示。
通過表3和表5中最大應(yīng)力比值可以看出,SYSPIPE和ANSYS計算的各工況下的最大應(yīng)力比值相同,可得二者計算結(jié)果一致。
在表1各種工況載荷組合作用下,管線的應(yīng)力分布如圖3所示。
表5 各種工況下的最大計算應(yīng)力Table 5 The highest calculated stress in each RCC-M equation
圖3 2REN316管線應(yīng)力分布圖Fig.3 The stress distribution of 2REN316pipe
本文在ANSYS中引入RCC-M子程序計算應(yīng)力強度系數(shù)和RCC-M評定方程,然后以大亞灣核電站2REN316管線為例,介紹了ANSYS與SYSPIPE在核級管道應(yīng)力分析中的應(yīng)用。從計算結(jié)果分析可得:ANSYS與SYSPIPE采用RCC-M規(guī)范C3652式(1)、式(2)、式(4)計算的管道應(yīng)力評定結(jié)果一致,二者可以相互驗證。與SYSPIPE相比,ANSYS建模方便、分析結(jié)果直觀,可以很容易找到危險點,因而ANSYS可以替代專業(yè)的SYSPIPE對核級管道進行應(yīng)力分析。
[1] FRAMATOME,SYSPIPE 234DUSER'S MANAUL[s].2005.
[2] AFCEN,RCC-M[S].2002.
[3] 唐永進.管道應(yīng)力分析[M].北京:中國石化出版社,2003.
[4] 李笑天.核級管道的布置和應(yīng)力分析[J].核動力工程,2001.
[5] GB 50267—1997核電廠抗震設(shè)計規(guī)范[S].1997.