核電站冷卻劑系統(tǒng)測溫旁路支吊架失效原因分析及解決措施

閆國華,周 勝,顏軍明,俞照輝,文 忠

(1．國核電站運行服務(wù)技術(shù)有限公司,上海200233;2．中核核電運行管理有限公司,浙江314300)

核電站冷卻劑系統(tǒng)測溫旁路支吊架失效原因分析及解決措施

閆國華1,周 勝2,顏軍明2,俞照輝1,文 忠1

(1．國核電站運行服務(wù)技術(shù)有限公司,上海200233;2．中核核電運行管理有限公司,浙江314300)

采用Bentley AutoPIPE軟件對在役檢查經(jīng)常出現(xiàn)支吊架失效的核電站冷卻劑系統(tǒng)測溫旁路管線進行靜態(tài)分析。結(jié)果表明:彈簧吊架熱態(tài)失載是由于主管道實際熱位移偏離設(shè)計值,彈簧選型余量不足引起的。通過對彈簧吊架重新選型,其熱態(tài)位移量在量程范圍內(nèi),載荷變化率符合設(shè)計要求,且更改后的測溫旁路一次應(yīng)力、二次應(yīng)力均符合規(guī)范要求。在隨后的機組大修檢查中,該條管線未再出現(xiàn)彈簧失效故障。

支吊架;失效;原因分析;解決措施;核電站

管道支吊架是管道系統(tǒng)的重要組成部分,用以承受管道載荷、限制管道位移和控制管道振動。因設(shè)計不當(dāng)、安裝錯誤、長時間運行等原因,管道支吊架會產(chǎn)生狀態(tài)異常、失效等問題,如彈簧過載/失載、阻尼器漏油、滑動支架滑動面脫開不受力等,這將使得管道運行應(yīng)力升高,局部產(chǎn)生塑性變形,最終導(dǎo)致管道強度失效或疲勞失效,引發(fā)破裂泄漏事故[1]。對于核電站核島冷卻劑系統(tǒng)來說,這將引起放射性物質(zhì)的外泄。因此,保證核電廠核島冷卻劑系統(tǒng)管道支吊架的正常功能是核電廠每次換料大修的一項重要任務(wù)。

為了及時發(fā)現(xiàn)并解決管道支吊架在機組服役過程中可能出現(xiàn)的問題,消除安全隱患,需要按照法規(guī)要求對支吊架開展系統(tǒng)的檢查工作,并對缺陷支吊架進行診斷與分析,提出合理的維修和改造方案[2-4]。

本文根據(jù)某核電站歷次換料大修核島支吊架檢查缺陷統(tǒng)計結(jié)果,對經(jīng)常出現(xiàn)彈簧吊架熱態(tài)失載的核島冷卻劑系統(tǒng)測溫旁路進行建模,分析導(dǎo)致彈簧吊架失載的根本原因,并提出合理可行的整改措施。

1 在役檢查概況

在對某核電站進行換料大修檢查時發(fā)現(xiàn),核島冷卻劑系統(tǒng)測溫旁路支吊架經(jīng)常出現(xiàn)彈簧吊架失載現(xiàn)象,且調(diào)整后在下次大修檢查期間仍發(fā)現(xiàn)有失載,具體見表1。其中,彈簧支吊架主要用于承受管道和介質(zhì)自重及工作載荷且其承載力隨著支吊點處管道垂直位移的變化而變化。而阻尼器屬于減振裝置,承受沖擊載荷,根據(jù)管道振動基本方程,其只有在管道發(fā)生振動時起作用,允許管道自由熱脹冷縮[5]。因冷卻劑系統(tǒng)管路在核電站從冷停堆狀態(tài)(冷態(tài))升溫到滿功率運行狀態(tài)(熱態(tài))時,存在熱位移,從而引起彈簧支吊架載荷發(fā)生變化(見圖1)。該熱態(tài)下,彈簧吊架刻度塊指示已超出零位,處于失載狀態(tài)。

表1 核島冷卻劑系統(tǒng)測溫旁路支吊架近3年檢查缺陷匯總

圖1 核島冷卻劑系統(tǒng)測溫旁路彈簧失載圖示

2 建模分析與解決方案

為了找出彈簧吊架失載的根本原因,利用Bentley AutoPIPE軟件對該冷卻劑系統(tǒng)測溫旁路進行建模,并設(shè)置如下:管道規(guī)范為Design and Construction Rules for Mechanical Components of PWR Nuclear Islands(即RCCM Code),環(huán)境溫度為21.1℃,設(shè)計溫度為343℃,設(shè)計壓力為17.2 MPa,管道材料為A312-TP304N,縮徑前管路規(guī)格為?88.9×11.1 mm,縮徑后為?60.3×8.7 mm,保溫層為石棉,厚度為100 mm,保護層材料為鍍鋅鐵皮,厚度為0.3 mm。管路示意圖如圖2所示,共布置有9組支吊架(見表2)。其中,3組彈簧吊架,3組限位支架,3組阻尼器。彈簧吊架參數(shù)見表3。

圖2 冷卻劑系統(tǒng)測溫旁路管線圖

表2 冷卻劑系統(tǒng)測溫旁路支吊架布置

表3 冷卻劑系統(tǒng)測溫旁路彈簧吊架參數(shù)

圖2中所選固定座連接至冷卻劑系統(tǒng)主管道,通過現(xiàn)場測量,其熱態(tài)位移與設(shè)計值偏差如表4所示。

對上述管道進行靜力學(xué)分析,其在冷態(tài)和熱態(tài)下的位移如圖3所示。其中,單線圖為管道初始位置。冷態(tài)狀態(tài)下僅考慮管道和流體自身重力載荷,熱態(tài)狀態(tài)下還需承受熱載荷及固定座的熱位移。為了減少測溫旁路對冷卻劑主管道施加較大的作用力,A1-A5管段無Z向限位支承,管段柔性較大,冷/熱狀態(tài)下均有較大位移。B1至固定座之間管段較長,熱態(tài)下因管道膨脹,使得該管段冷態(tài)豎直方向的位移得到一定程度補償。兩種狀態(tài)下,彈簧吊架的位移變化量如表5所述。

表4 與主管道連接的固定座熱態(tài)位移與設(shè)計值偏差

圖3 冷卻劑系統(tǒng)測溫旁路冷/熱態(tài)位移圖示(a)冷態(tài)位移;(b)熱態(tài)位移

表5 彈簧吊架在冷/熱狀態(tài)下的載荷與位移變化量

由圖3(b)及表5可知,熱態(tài)下A1-A5管段因熱膨脹及固定座熱位移影響,向Z軸正方向產(chǎn)生較大位移,從而導(dǎo)致彈簧吊架載荷、刻度值均有較大程度減小,A1、A4吊點處彈簧吊架刻度值為負(fù),已超出零位,處于失載狀態(tài)。同時,根據(jù)彈簧選型手冊規(guī)定,彈簧在冷熱態(tài)的載荷A1吊點處彈簧吊架載荷變化率為46.4%,A2吊點處彈簧吊架載荷變化率為62.5%,均超出規(guī)定。同時,由表5可知,在設(shè)計狀態(tài)下,A1、A4吊點處彈簧刻度值雖在量程范圍內(nèi),但其余量很小,結(jié)合表4可確定彈簧吊架經(jīng)常失載的根本原因在于主管道實際熱位移偏離設(shè)計值,彈簧選型余量不足引起的。

以彈簧熱態(tài)工作載荷和熱位移量為依據(jù)重新選取型號[3,6],見表6。同時考慮熱態(tài)運行時管道受激振動引起的位移影響,對管系容易發(fā)生共振的低階模態(tài)進行了分析(見圖4)[5],可知A1、A4吊點處管線的振動位移極小,可忽略不計,這主要是由于阻尼器的減振作用所致。由表6可知,重新選型后,A1、A4吊點處彈簧吊架熱態(tài)刻度均在量程范圍內(nèi),載荷變化率分別為20.7%和22.8%,滿足設(shè)計要求。

表6 失載彈簧吊架重新選型

圖4 冷卻劑系統(tǒng)測溫旁路一階、二階模態(tài)圖示(a)一階模態(tài);(b)二階模態(tài)

根據(jù)規(guī)定,管道支吊架如發(fā)生變更,必須保證管系滿足強度和熱疲勞要求,需對管系進行一次應(yīng)力和二次應(yīng)力校核計算[3,7]。一次應(yīng)力是指重力和壓力等持續(xù)載荷作用下的應(yīng)力,二次應(yīng)力是指因管道熱膨脹或端點位移引起的應(yīng)力。彈簧型號變更后的管系應(yīng)力計算結(jié)果如圖5所示。一次應(yīng)力比和二次應(yīng)力比(應(yīng)力比為工作應(yīng)力與許用應(yīng)力之比)最大值均為0.64,符合規(guī)范要求,故彈簧吊架選型更改合適。

依上述措施對管線支吊架整改后,在隨后的機組大修檢查中,再未出現(xiàn)彈簧熱態(tài)失載故障,管線運行狀態(tài)良好。

3 結(jié)論

(1)通過對冷卻劑系統(tǒng)測溫旁路進行靜態(tài)分析可知彈簧吊架熱態(tài)失載是由于主管道熱位移偏離設(shè)計值,彈簧選型余量不足引起的。

(2)彈簧吊架重新選型后,其熱位移量在量程范圍內(nèi),載荷變化率符合設(shè)計要求。

(3)彈簧吊架重新選型后,冷卻劑系統(tǒng)測溫旁路管線一次應(yīng)力、二次應(yīng)力均符合規(guī)范要求。

圖5 失載彈簧吊架重新選型后的管系應(yīng)力計算圖示(a)一次應(yīng)力;(b)二次應(yīng)力

(4)通過治理,在隨后的機組大修檢查中,該條管線未再出現(xiàn)彈簧失效故障。

[1] 林其略,周美芳．管道支吊技術(shù)[M]．上海:上?？茖W(xué)技術(shù)出版社,1993．

[2] RSE-M壓水堆核電廠核島機械設(shè)備在役檢查規(guī)則[S]．1997．

[3] DL/T 982核電廠汽水管道與支吊架維修調(diào)整導(dǎo)則[S]．2005．

[4] ASME B31.1附錄Ⅵ動力管道運行、維護和改裝的推薦實施規(guī)定[S]．1998．

[5] 方同,薛璞．振動理論與應(yīng)用[M]．西安:西安工業(yè)大學(xué)出版社,1998．

[6] 江蘇電力裝備有限公司．核電站標(biāo)準(zhǔn)支吊架手冊．

[7] 溫睿麟,李朝,王小迎等．電站汽水管道激振型振動控制方法[J]．技術(shù)交流與應(yīng)用,2010．

An analysis and solution for the failures of the supports and hangers of the NPP coolant's temperature measurement pipline

YAN Guo-hua1,ZHOU Sheng2,YAN Jun-ming2,YU Zhao-hui1,WEN Zhong1
(1．State Nuclear Power Plant Service Company,Shang Hai 200233,China;2．CNNP Nuclear Power Operations Management Co．,Ltd,Zhejiang 314300,China)

An static analysis of some NPP coolant's temperature measurement pipeline,which supports and hangers were often disable in function found in-service inspection,was conducted by Bentley AutoPIPE．The results showed that the cause of spring hangers'load loss beyond the scale range in thermal state was due to thermal displacement deviate from the design value and short margin of spring selection．After modification,thermal displacement of the spring hanger was in the scope of the scale and the spring load change ratio met the design requirements．And furthermore,the primary stress and secondary stress of the temperature measurement pipeline complied with the code requirements．During the following in-service inspection,no malfunctionof spring was found in this pipeline．

Supports and Hangers;Failure;Cause and solution research;Nuclear power plant

TL38

A

0258-0918(2016)02-0231-06

2015-11-29

國家重大科技專項 (2015ZX06002005)

閆國華(1984—),男,陜西韓城人,碩士,工程師,現(xiàn)從事核電站運行維護技術(shù)方向研究