首臺AP1000堆內構件流致振動試驗及關注點分析

于興濤

（中核集團三門核電有限公司，浙江 臺州 317112）

首臺AP1000堆內構件流致振動試驗及關注點分析

于興濤

（中核集團三門核電有限公司，浙江 臺州 317112）

本文分析了AP1000堆內構件的設計改進對流致振動的影響；介紹了三門核電有限公司一號機組流致振動試驗方法，并結合工程實際提出了試驗期間需要重點關注的問題。

AP1000；流致振動；關注點

堆內構件是反應堆中關鍵的設備之一，作為核燃料的載體，重要性不言而喻。根據規定[1]，首臺AP1000電站堆內構件被劃分為原型設計。當完成流致振動試驗，且無不可接受的振動現象，則可以認定為有效原型。以后建造的AP1000其堆內構件將會被定義為非原型I類。因此三門核電有限公司一號機組堆內構件流致振動試驗非常重要，將會受到國內、國際核電業主和監管部門的廣泛關注。

1 設計改進對流致振動的影響

AP1000堆內構件雖然被劃分為原型設計，但是按照布置、設計、尺寸和運行工況并不表明它是唯一或首次設計。設計方從20世紀60年代開始設計核電廠，積累了大量的經驗。AP1000的參考電站可以追溯到三環路H.B.Robinson電廠。在AP1000的設計改進項中有些對改善堆內構件的流致振動是有益的，有些也可能加重了流致振動的情況，下面對其進行分析：

（1） AP1000壓力容器在下腔流道內徑比原設計大，這樣也就減低了反應堆冷卻劑的流速，對減小流致振動是有利的。

（2）AP1000采用了成熟堆芯圍筒設計。之前的老電廠多采用堆芯圍板、螺栓連接。相比圍板設計進一步加強了剛度，降低了流致振動水平。

（3）AP1000取消了熱屏設計，采用了改進的中子屏設計。此設計通過了實堆驗證，流致水平較低。

（4）改良的下導向筒設計。AP1000的下導向筒對原標準設計進行了改良，改良后與原標準型在整體結構上相差不大，頻率上也基本相同，流致振動水平也應該基本相同。

（5）標準的上支撐柱設計也經過了實堆驗證。相對于下導向筒來說，上支撐柱的受力較小，而它的頻率更高，所以流致振動的余量較大。

（6）AP1000屏蔽式主泵和變頻器的應用使主泵的啟動過程更加平順，另外與以往主泵相比葉輪葉片數相同[2]，所以泵的脈動水平與軸封泵基本相同。

（7）AP1000的吊籃直徑厚度與3XL反應堆完全相同，其吊籃較3XL反應堆增長，從結構的角度來說這對其流致振動是不利的。

（8）AP1000采用了低溫的上封頭設計，靠吊籃上緣的旁通流保持較低的溫度，局部旁通流的流速較大，可能對IGA的振動產生不利影響。

2 流致振動試驗簡介

試驗由目視檢查和振動測量兩部分組成。

2.1 堆內構件的目視檢查

該檢查將會在熱試前、后分別執行一次。熱試前的檢查結果作為基準并與試驗后的檢查結果進行比對，以驗證堆內構件結構完整，無磨損跡象。檢查的重點為：用于保持堆芯結構位置的承載構件；在反應堆壓力容器內起橫向、垂直和扭轉約束的結構；失效后會對堆內構件結構完整性帶來不利影響的鎖緊結構和螺紋結構等。

2.2 堆內構件流致振動測量

振動測量和數據收集對于整個試驗至關重要。確定傳感器的布置和數量是試驗的基礎，振動測量位置的選擇主要基于以下考慮：模型應力分析、工業經驗、設計控制文件要求、結構重要性、是否為新設計等。基于這些原則，確定使用93塊傳感器進行測量，包括應變、加速度、壓力脈動和位移四種類型。這些傳感器接線采用特殊的電纜引出頂蓋，最后與數采系統（DAQ）相連，實現測量振動的目的。測量將會在不同的溫度、壓力平臺下使用DAQ記錄堆內構件的振動情況，實際的測量涵蓋了電站正常運行和可能遇到的各種瞬態工況。

3 AP1000流致振動試驗的不同點

目前國內壓水堆機組進行過流致振動試驗的只有兩個，分別是CNP600和VVER-1000，其堆內構件均有原型設計，只需要在熱試期間對堆內構件進行有限實測，而AP1000堆內構件被NRC劃分為原型設計，需要對堆內構件的振動情況進行全面的測量。相比之下，首臺AP1000流致振動試驗主要有以下不同：

測點多。在試驗的過程中使用的各類傳感器多達93個，對于重點測量的IGA就使用了27個傳感器。而CNP600機組該試驗過程中僅安裝了12個傳感器[3]。VVER-1000在該試驗過程中安裝了35個傳感器。更多的測點，帶來了更加復雜的安裝問題，更大的數據分析量，試驗難度進一步加大。

全新設計的堆芯壓降模擬裝置。CNP600機組試驗過程中使用了帶有濾網的堆芯過濾器模擬本應由燃料組件產生的堆芯壓降，過濾器固定在堆芯下柵格板上，該裝置不僅能模擬壓差還可以攔截異物。VVER-1000機組試驗過程中使用了1：1的模擬燃料組件。而AP1000機組試驗期間使用了新的堆芯壓差模擬裝置FFR和GTFR，該套裝置主要起限流作用，過濾能力有限，其使用效果是否理想有待驗證。

4 流致振動試驗關注點分析

4.1 試驗傳感器脫落風險

在國內已經完成的兩次流致振動試驗中，都發生了不同程度的傳感器或組件脫落事件。這說明脫落部件造成的異物風險是存在的。為了避免風險，安裝階段就應加強質量控制。在壓力容器扣蓋前再次對安裝情況進行檢查，確保安裝牢固。

另外，盡早投用一回路松動件探測系統，這對于脫落部件探測可起到輔助作用。

4.2 采用全流量限制器（FFR）和導向管限流器（GTFR）的風險

由于模擬燃料流阻的FFR和GFTR過濾能力有限，這就使一回路異物可能進入蒸汽發生器傳熱管中，在冷卻劑帶動下高速運動的金屬異物，可能導致傳熱管變形減薄或泄漏。為了防止此類事件的發生，需要在安裝和調試期間重視一回路防異物管理和清潔度控制。

4.3 臨時壓力邊界密封失效的風險

堆內試驗傳感器電纜通過壓力容器頂部管嘴引出的，由于數量、規格和正式的電纜不同，因此為該試驗設計了特殊的密封裝置。由于這些臨時密封位于一體化封頭內，發生泄漏，不易發現，同時這些泄漏將威脅到控制棒驅動機構及棒位指示線圈的安全。所以在密封安裝階段應加強質量控制，試驗期間對密封裝置增設檢查點，發現問題及時處理。

4.4 試驗傳感器及附件的安裝和拆除風險

目前應變片和電纜扎帶安裝使用的電阻焊，系國內首次應用，其使用經驗不足。在安裝焊接的過程中，如果焊接熔深過大可能會在拆除過程中造成堆內構件母材損傷，如果熔深太小，則剝落強度不夠，在試驗期間焊接附件容易脫落，造成一回路異物風險。

4.5 無法實測部件的流致振動問題

由于流量分配裙筒處于壓力容器下部冷卻劑高流速區且與壓力容器焊接，無法安裝傳感器，只能通過理論分析和運行經驗的方式驗證其振動問題。對于類似的部件在試驗完成后的檢查階段和報告評估階段應給予重點關注。

5 結束語

雖然三門一號機組堆內構件被認定為原型設計，但它是基于成熟的壓水堆技術，且所有部件都經過了實堆或模型驗證，流致振動試驗方法也滿足監管當局的要求。本文全面分析了執行該試驗時可能需要關注的問題，并結合工程實際就如何規避試驗風險提出了建議，以確保AP1000堆內構件流致振動試驗順利完成。

[1]U.S. Nuclear Regulatory Commission(NRC) Regulatoryguide 1.20,Rev.2.

[2]900MW壓水堆核電站系統與設備[M].北京：原子能出版社，2007.

[3]葉奇蓁，喻丹萍，等.秦山核電二期工程反應堆堆內構件流致振動試驗[J].核動力工程，2003,24(2):87～90.

TL375.5

A

1671-0711（2016）10（下）-0093-02