秦山一期核電廠蒸汽發(fā)生器傳熱管堵頭應(yīng)力松弛分析

張凱

【摘 要】本文件是利用ANSYS軟件的非線性接觸分析來模擬秦山核電站蒸汽發(fā)生器傳熱管堵頭與傳熱管的滾脹過程以及經(jīng)歷的各種水壓試驗(yàn)和熱疲勞試驗(yàn)工況。對堵頭模型利用接觸分析計(jì)算出的堵頭與管壁之間接觸并發(fā)生塑性變形之后沿長度方向的平均接觸應(yīng)力和最大接觸應(yīng)力以及經(jīng)歷各種試驗(yàn)工況后的應(yīng)力松弛情況，然后與臨界接觸應(yīng)力進(jìn)行比較，判斷堵頭是否會有泄漏的危險(xiǎn)。

【關(guān)鍵詞】蒸汽發(fā)生器；滾脹式堵頭；應(yīng)力松弛；臨界接觸應(yīng)力

中圖法分類號：TL351 文獻(xiàn)標(biāo)識碼： A 文章編號： 2095-2457（2018）11-0035-002

DOI：10.19694/j.cnki.issn2095-2457.2018.11.013

【Abstract】this file is a nonlinear contact analysis using ANSYS software to simulate the qinshan nuclear power plant steam generator the pipe plug with the pipe roll expansion process and experience of all kinds of working condition of water pressure test and thermal fatigue test. The plug model using the contact analysis to calculate the contact between the plug and tube wall and after plastic deformation along the length direction of the average contact stress and the maximum contact stress as well as the stress relaxation of the after all kinds of test conditions， and then compared with the critical contact stress， will judge whether the plug is in danger of leakage.

【Key words】Steam generator； Rolling plug； Stress relaxation； Critical contact stress

0 引言

核電站蒸汽發(fā)生器（以下簡稱SG）的國內(nèi)外運(yùn)行經(jīng)驗(yàn)表明，在壓水堆核電站正常運(yùn)行過程中，傳熱管的破損在核電廠的運(yùn)行壽期內(nèi)是不可能完全杜絕的。因此，在定期對傳熱管的完整性進(jìn)行檢查的基礎(chǔ)上，有必要對已破損的傳熱管進(jìn)行快速而可靠的堵管操作，以保證SG安全、可靠地運(yùn)行。目前，國際上采用最多的堵管手段是在SG管板安裝機(jī)械可拆卸式堵頭，將管子兩端密封住，使破損的管子不再發(fā)揮作用，從而不影響SG的完整性和安全可靠性。這就有必要對堵頭脹管之后經(jīng)歷水壓試驗(yàn)和熱疲勞試驗(yàn)后的剩余接觸應(yīng)力的大小和分布進(jìn)行分析計(jì)算，以判斷堵頭是否能夠滿足密封要求。

1 分析對象

本文的分析對象是秦山核電公司從德國ABB公司購買的機(jī)械可拆卸式堵頭，為滾脹式膨脹堵頭，材料為Inconel800。這種堵頭上端采用插入錐體式設(shè)計(jì)，下端采用頭套管原理設(shè)計(jì)，堵頭具體結(jié)構(gòu)如圖1所示。

檢修人員利用從德國ABB公司引進(jìn)的手動堵管系統(tǒng)，通過滾脹工具軸向的進(jìn)給和徑向的旋轉(zhuǎn)，使該機(jī)械可拆卸式堵頭擴(kuò)張變形，緊緊壓在傳熱管內(nèi)壁上，起到密封和承壓的作用。

2 堵頭的有限元分析模型

本分析采用的軟件是ANSYS 6.0版有限元分析程序，由于堵頭本身結(jié)構(gòu)是旋轉(zhuǎn)對稱的，所以取其二維平面模型進(jìn)行分析，采用二維平面單元PLAN 42對模型進(jìn)行單元?jiǎng)澐?。由于此分析還涉及單元之間的接觸，因此我們采用ANSYS 6.0單元庫中接觸分析專用的目標(biāo)單元TARGE169 、接觸單元CONTA171，在管子與管板之間、堵頭與管子之間生成接觸對。

秦山核電站SG傳熱管滾脹式堵頭按照其尺寸建模并劃分單元后如圖2所示。

在參與試驗(yàn)的幾個(gè)試驗(yàn)件中，選取了14號、28號、41號三個(gè)不同尺寸的堵頭分別建立有限元分析模型。建立有限元模型時(shí)，根據(jù)分析經(jīng)驗(yàn)和工程實(shí)際采用了以下的假設(shè)和簡化處理：

（1）管子和堵頭按工藝是用滾子滾脹的，但如果按滾脹實(shí)際過程進(jìn)行分析，接觸過程過于復(fù)雜，為了分析的可行，采取了類似液壓均勻脹管將位移載荷直接加在堵頭內(nèi)壁進(jìn)行脹接模擬。

（2）管子與管板之間的焊接處本分析用該處兩個(gè)節(jié)點(diǎn)的位移耦合來模擬，實(shí)際上是對焊接處進(jìn)行了簡化處理。

（3）熱疲勞循環(huán)試驗(yàn)加壓循環(huán)次數(shù)為3000次，但實(shí)際在12.5MPa和17.2 MPa兩個(gè)壓力循環(huán)加載了3次之后就發(fā)現(xiàn)計(jì)算出的接觸應(yīng)力趨于不再變化，因此實(shí)際計(jì)算時(shí)壓力加載循環(huán)次數(shù)取3次即可。

3 對堵頭模型施加的載荷

3.1 管板脹管過程位移載荷

接觸分析是根據(jù)真實(shí)的脹管過程進(jìn)行模擬的，先將管子脹接在管孔內(nèi)壁，這一步是通過在管子內(nèi)壁加位移載荷實(shí)現(xiàn)，用接觸單元計(jì)算出接觸應(yīng)力。然后將管子內(nèi)壁位移載荷撤去，使其回彈，由于管板大部分處于彈性，而管壁大部分進(jìn)入塑性，因此不能完全恢復(fù)形變，這樣管孔因彈性變形回彈后就和由于產(chǎn)生塑性變形而無法完全回彈的管子外壁緊緊地接觸在一起。

3.2 脹接堵頭的位移載荷

堵頭是在脹完管子之后脹接的，堵頭的脹接也是用位移載荷加載模擬的，位移載荷步每次位移不能太大，特別是從不接觸狀態(tài)進(jìn)入接觸狀態(tài)和由彈性狀態(tài)進(jìn)入塑性狀態(tài)時(shí)，否則計(jì)算不容易收斂。最后將堵頭內(nèi)壁位移載荷撤去，計(jì)算出這時(shí)堵頭與管子內(nèi)壁之間的剩余接觸應(yīng)力。

3.3 水壓試驗(yàn)和熱疲勞循環(huán)的壓力載荷

堵頭試驗(yàn)件的實(shí)際水壓試驗(yàn)是在室溫下從試驗(yàn)體的二次側(cè)打水壓，14#、28#、41#號三個(gè)堵頭的水壓試驗(yàn)壓力分別為35.2 MPa/30min、35.4MPa/30min、34.8MPa/30min，打水壓后三個(gè)堵頭均無泄漏。

堵頭的實(shí)際熱疲勞試驗(yàn)的水壓試驗(yàn)溫度為320～338℃，壓力循環(huán)范圍為12.5MPa-17.2 MPa，循環(huán)周期為4秒，循環(huán)次數(shù)取3次（實(shí)際試驗(yàn)是3000次，由于接觸應(yīng)力加載3次以后趨于穩(wěn)定，所以計(jì)算已經(jīng)做了簡化），三個(gè)堵頭熱疲勞試驗(yàn)之后再經(jīng)過22 MPa/30min水壓試驗(yàn)結(jié)果顯示均無泄漏。

在堵頭分析模型加載時(shí)是采取在二次側(cè)加水壓試驗(yàn)壓力的壓力載荷和循環(huán)壓力載荷，得出3次加、卸載之后堵頭與管子內(nèi)壁之間的平均接觸應(yīng)力和最大接觸應(yīng)力。同時(shí)將水壓打到32Mpa時(shí)泄漏的14號堵頭的平均接觸應(yīng)力和最大接觸應(yīng)力計(jì)算出來，確定堵頭的臨界接觸應(yīng)力，作為密封可靠性的評定標(biāo)準(zhǔn)。

4 接觸應(yīng)力計(jì)算結(jié)果

4.1 堵頭脹管之后的接觸應(yīng)力

圖3是14#堵頭管子和堵頭滾脹好以后，堵頭外壁與管內(nèi)壁之間堵頭接觸應(yīng)力沿脹管長度上的分布。.

從圖3可以直觀地看到接觸應(yīng)力在堵頭18mm的脹管長度范圍內(nèi)的接觸應(yīng)力分布還是比較均勻的。圖上端部兩個(gè)應(yīng)力峰值的產(chǎn)生是由于滾子的兩個(gè)端部的應(yīng)力集中造成的，我們關(guān)心的是脹管長度內(nèi)的平均接觸應(yīng)力和最大接觸應(yīng)力的大小，計(jì)算得出堵頭沿脹管長度內(nèi)的平均接觸應(yīng)力為91.53Mpa，最大接觸應(yīng)力為666.56Mpa。

4.2 14# 堵頭經(jīng)歷水壓實(shí)驗(yàn)、壓力循環(huán)波動后的接觸應(yīng)力

圖4為14#堵頭經(jīng)歷各種試驗(yàn)載荷循環(huán)后，堵頭沿脹管長度上的平均接觸應(yīng)力隨加載、卸載的時(shí)間變化歷程，我們可以明顯看出第5秒以后接觸應(yīng)力值就趨于穩(wěn)定不再變化，所以我們將熱疲勞的循環(huán)壓力載荷的加、卸載由3000次簡化為3次是合理的，3次壓力載荷循環(huán)以后堵頭沿脹管長度內(nèi)的平均接觸應(yīng)力為78.64Mpa、最大接觸應(yīng)力為611.38Mpa。

5 計(jì)算結(jié)果分析評定

判斷三個(gè)堵頭經(jīng)過各種循環(huán)之后是否泄漏，主要是比較三個(gè)堵頭的平均接觸應(yīng)力和最大接觸應(yīng)力是否大于產(chǎn)生泄露時(shí)的臨界接觸應(yīng)力，如果大于臨界接觸應(yīng)力就不會泄露，反之則會產(chǎn)生泄露。

經(jīng)過功能驗(yàn)證試驗(yàn)后，14#堵頭在經(jīng)歷了載荷循環(huán)之后進(jìn)行水壓試驗(yàn)，壓力在18Mpa（這個(gè)壓力接近秦山電站的設(shè)計(jì)壓力17.2Mpa）時(shí)未泄漏，繼續(xù)升壓至32Mpa時(shí)發(fā)生泄漏。根據(jù)計(jì)算得出14#堵頭在32Mpa的水壓試驗(yàn)壓力下，泄露臨界狀態(tài)時(shí)接觸面的平均接觸應(yīng)力和最大接觸應(yīng)力分別為51.83Mpa和390.98Mpa。

實(shí)際上，秦山核電站的實(shí)際設(shè)計(jì)壓力為17.2Mpa，運(yùn)行壓力為15.5Mpa，設(shè)計(jì)和運(yùn)行壓力下的臨界接觸應(yīng)力壓遠(yuǎn)遠(yuǎn)小于32Mpa試驗(yàn)壓力下的臨界接觸應(yīng)力。而我們評定是否泄漏用的是32Mpa下的臨界接觸應(yīng)力，這樣做會使計(jì)算評定更偏于保守。所以，盡管28#堵頭在熱疲勞試驗(yàn)之后在二次側(cè)打32Mpa水壓時(shí)的接觸應(yīng)力（47.1Mpa）小于臨界接觸應(yīng)力，但28#堵頭在設(shè)計(jì)和運(yùn)行壓力下泄漏的可能性并不大。

但在實(shí)際實(shí)驗(yàn)中28號堵頭在循環(huán)壓力載荷達(dá)到17.2Mpa時(shí)（這個(gè)壓力很接近設(shè)計(jì)壓力），上端的接觸面有脫開的現(xiàn)象，這對于堵頭的密封來說是很不利的。因?yàn)橹灰佑|面有一點(diǎn)脫開，介質(zhì)就會滲透進(jìn)來，這部分密封面就會承受很大的工作壓力，而這個(gè)垂直于接觸面的壓力又促使接觸面更多的脫開。

所以，盡管28號堵頭在設(shè)計(jì)壓力下的平均接觸應(yīng)力大于設(shè)計(jì)壓力下臨界接觸應(yīng)力，但在設(shè)計(jì)壓力下上端的接觸面的脫開使它成為有泄漏風(fēng)險(xiǎn)的堵頭，將來SG堵管過程中盡量不使用和28#堵頭相同外形尺寸和脹管參數(shù)的堵頭。

6 結(jié)論

從以上的分析和評定結(jié)果可以得出以下幾點(diǎn)結(jié)論：

（1）堵頭脹后的接觸應(yīng)力在帶有凸環(huán)的兩邊緣有兩個(gè)較大的峰值，二者之間接觸應(yīng)力較為均勻。而且三個(gè)堵頭的接觸應(yīng)力下對應(yīng)的靜摩擦力都大于拉脫力，所以堵頭不會脫落，此滾漲式堵頭的結(jié)構(gòu)設(shè)計(jì)是合理的。

（2）水壓試驗(yàn)對堵頭脹后接觸應(yīng)力有影響，特別是壓力較大的水壓實(shí)驗(yàn)，但是這種影響只限于頭幾次，即使經(jīng)過熱疲勞循環(huán)試驗(yàn)中的壓力循環(huán)波動后也不發(fā)生顯著的下降，所以堵頭在實(shí)際工作溫度和工作壓力循環(huán)下的密封性能是可靠的。

【參考文獻(xiàn)】

[1]李裕春，時(shí)黨勇，趙遠(yuǎn).ANSYS結(jié)構(gòu)有限元高級分析方法與范例應(yīng)用，北京：中國水利水電出版社，2006.