核電站冷卻劑系統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．國核電站運行服務技術有限公司,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．國核電站運行服務技術有限公司,上海200233;2．中核核電運行管理有限公司,浙江314300)

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

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。因設計不當、安裝錯誤、長時間運行等原因,管道支吊架會產生狀態異常、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力升高,局部產生塑性變形,最終導致管道強度失效或疲勞失效,引發破裂泄漏事故[1]。對于核電站核島冷卻劑系統來說,這將引起放射性物質的外泄。因此,保證核電廠核島冷卻劑系統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。

為了及時發現并解決管道支吊架在機組服役過程中可能出現的問題,消除安全隱患,需要按照法規要求對支吊架開展系統的檢查工作,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]。

本文根據某核電站歷次換料大修核島支吊架檢查缺陷統計結果,對經常出現彈簧吊架熱態失載的核島冷卻劑系統測溫旁路進行建模,分析導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現,核島冷卻劑系統測溫旁路支吊架經常出現彈簧吊架失載現象,且調整后在下次大修檢查期間仍發現有失載,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,根據管道振動基本方程,其只有在管道發生振動時起作用,允許管道自由熱脹冷縮[5]。因冷卻劑系統管路在核電站從冷停堆狀態(冷態)升溫到滿功率運行狀態(熱態)時,存在熱位移,從而引起彈簧支吊架載荷發生變化(見圖1)。該熱態下,彈簧吊架刻度塊指示已超出零位,處于失載狀態。

表1 核島冷卻劑系統測溫旁路支吊架近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測溫旁路進行建模,并設置如下:管道規范為Design and Construction Rules for Mechanical Components of PWR Nuclear Islands(即RCCM Code),環境溫度為21.1℃,設計溫度為343℃,設計壓力為17.2 MPa,管道材料為A312-TP304N,縮徑前管路規格為?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。彈簧吊架參數見表3。

圖2 冷卻劑系統測溫旁路管線圖

表2 冷卻劑系統測溫旁路支吊架布置

表3 冷卻劑系統測溫旁路彈簧吊架參數

圖2中所選固定座連接至冷卻劑系統主管道,通過現場測量,其熱態位移與設計值偏差如表4所示。

對上述管道進行靜力學分析,其在冷態和熱態下的位移如圖3所示。其中,單線圖為管道初始位置。冷態狀態下僅考慮管道和流體自身重力載荷,熱態狀態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/熱狀態下均有較大位移。B1至固定座之間管段較長,熱態下因管道膨脹,使得該管段冷態豎直方向的位移得到一定程度補償。兩種狀態下,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位移與設計值偏差

圖3 冷卻劑系統測溫旁路冷/熱態位移圖示(a)冷態位移;(b)熱態位移

表5 彈簧吊架在冷/熱狀態下的載荷與位移變化量

由圖3(b)及表5可知,熱態下A1-A5管段因熱膨脹及固定座熱位移影響,向Z軸正方向產生較大位移,從而導致彈簧吊架載荷、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,已超出零位,處于失載狀態。同時,根據彈簧選型手冊規定,彈簧在冷熱態的載荷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%,均超出規定。同時,由表5可知,在設計狀態下,A1、A4吊點處彈簧刻度值雖在量程范圍內,但其余量很小,結合表4可確定彈簧吊架經常失載的根本原因在于主管道實際熱位移偏離設計值,彈簧選型余量不足引起的。

以彈簧熱態工作載荷和熱位移量為依據重新選取型號[3,6],見表6。同時考慮熱態運行時管道受激振動引起的位移影響,對管系容易發生共振的低階模態進行了分析(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刻度均在量程范圍內,載荷變化率分別為20.7%和22.8%,滿足設計要求。

表6 失載彈簧吊架重新選型

圖4 冷卻劑系統測溫旁路一階、二階模態圖示(a)一階模態;(b)二階模態

根據規定,管道支吊架如發生變更,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力和二次應力校核計算[3,7]。一次應力是指重力和壓力等持續載荷作用下的應力,二次應力是指因管道熱膨脹或端點位移引起的應力。彈簧型號變更后的管系應力計算結果如圖5所示。一次應力比和二次應力比(應力比為工作應力與許用應力之比)最大值均為0.64,符合規范要求,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,再未出現彈簧熱態失載故障,管線運行狀態良好。

3 結論

(1)通過對冷卻劑系統測溫旁路進行靜態分析可知彈簧吊架熱態失載是由于主管道熱位移偏離設計值,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,載荷變化率符合設計要求。

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

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

(4)通過治理,在隨后的機組大修檢查中,該條管線未再出現彈簧失效故障。

[1] 林其略,周美芳．管道支吊技術[M]．上海:上海科學技術出版社,1993．

[2] RSE-M壓水堆核電廠核島機械設備在役檢查規則[S]．1997．

[3] DL/T 982核電廠汽水管道與支吊架維修調整導則[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定[S]．1998．

[5] 方同,薛璞．振動理論與應用[M]．西安:西安工業大學出版社,1998．

[6] 江蘇電力裝備有限公司．核電站標準支吊架手冊．

[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]．技術交流與應用,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,現從事核電站運行維護技術方向研究