導(dǎo)航：安全管理網(wǎng)>> 安全論文>> 電力安全論文>>正文

核電站鋼制安全殼封頭屈曲評(píng)價(jià)方法簡(jiǎn)介及應(yīng)用

文檔作者：陳來云，葛鴻輝。柳勝華文檔來源：上海核工程研究設(shè)計(jì)院		點(diǎn) 擊數(shù)：	更新時(shí)間： 2022年12月11日
下載地址：點(diǎn)擊這里	文件大?。?546.40 KB 共5頁(yè)	文檔格式： PDF	下載點(diǎn)數(shù)： 1 點(diǎn)（VIP免費(fèi)）

全屏查看

內(nèi)容預(yù)覽 [文件共5頁(yè)]

本文件共5頁(yè)，如需編輯使用，請(qǐng)下載。

注：預(yù)覽效果可能會(huì)出現(xiàn)部分文字亂碼（如口口口）、內(nèi)容顯示不全等問題，下載是正常的。

	文件大?。?46.40 KB 共5頁(yè) 文件格式：PDF 下載點(diǎn)數(shù)：1 點(diǎn)（VIP會(huì)員免費(fèi)）

下一篇：核電站鋼制安全殼補(bǔ)強(qiáng)板與貫穿件套筒管板…

上一篇： ZHJZ型火焰檢測(cè)系統(tǒng)在工業(yè)煤粉鍋爐上的應(yīng)用

文本預(yù)覽

僅提取頁(yè)面文字內(nèi)容，供快速閱讀使用。

核電站鋼制安全殼封頭屈曲評(píng)價(jià)方法
簡(jiǎn)介及應(yīng)用
陳來云，葛鴻輝。柳勝華
(上海核工程研究設(shè)計(jì)院，上海200233)
摘要：基于對(duì)ASME規(guī)范案例N一284金屬安全殼體屈曲的研究，介紹了適用于先進(jìn)核電站鋼制
安全殼封頭屈曲分析與評(píng)價(jià)的簡(jiǎn)化方法。同時(shí)，利用通用有限元程序ANSYS二次開發(fā)語(yǔ)言編寫屈
曲評(píng)定模塊，并結(jié)合先進(jìn)非能動(dòng)核電站嚴(yán)重事故工況，完成鋼安全殼封頭屈曲安全評(píng)價(jià)。
關(guān)鍵詞：規(guī)范案例N一284；鋼安全殼封頭；屈曲安全評(píng)價(jià)
中圖分類號(hào)：TH49；TM623 文獻(xiàn)標(biāo)識(shí)碼：B 文章編號(hào)：1001—4837(2013)07—0056—04
doi：10．3969／j．issn．1001—4837．2013．07．009
Introduction and Application of Buckling Evaluation for Steel
Containment Vessel Head of Nuclear Power Plant
CHEN Lai—yun，GE Hong—hui，LIU Sheng—hua
(Shanghai Nuclear Engineering Research&amp;amp;Design Institute，Shanghai 200233，China)
Abstract：Based on the study of ASME code case N一284 about metal containment shell buckling design，
a simplified method for buckling analysis and evaluation for steel containment head of the advan ced pres—
surized—water reactors is presented and described．Meanwhile，the buckling evaluation macro is devel—
oped by using ANSYS parameter design language．Then the buckling safety for steel containment head of
the advanced nuclear plant under the severe accident condition is estimated．
Key words：code case N 一284；steel containment vessel head；buckling safety evaluation
0 引言
MC級(jí)壓力容器屈曲設(shè)計(jì)基于ASME規(guī)范
NE分卷 的要求，但分卷NE一3133設(shè)計(jì)準(zhǔn)則只
適用于無(wú)加勁環(huán)或環(huán)向加勁環(huán)的圓柱殼體、球形
殼體和成形封頭承受外壓，或者無(wú)加勁圓筒體承
受軸向壓縮的情況。雖然NE一3222．1(a)給出
了其他幾何殼體和荷載條件下的屈曲評(píng)價(jià)總則，
基金項(xiàng)目：國(guó)家重大專項(xiàng)(2011ZX06002001)
· 56·
但是實(shí)際工程應(yīng)用非常困難。此外，大量研究表
明 J，實(shí)際薄殼屈曲過程伴隨著較大變形，并且
殼體結(jié)構(gòu)應(yīng)力可能達(dá)到彈塑性水平，這會(huì)使兩種
非線性效應(yīng)耦合。而臨界屈曲應(yīng)力又對(duì)結(jié)構(gòu)初始
缺陷極為敏感，因此屈曲分析與評(píng)價(jià)是大型金屬
薄殼容器結(jié)構(gòu)工程應(yīng)用與研究的一項(xiàng)難題。
基于對(duì)ASME規(guī)范案例N一284 金屬安全
殼體屈曲的研究，介紹了適用于核電站鋼安全殼
橢圓形封頭屈曲分析與評(píng)價(jià)的簡(jiǎn)化方法，并利用
第30卷第7期 壓 力 容 器 總第248期
通用有限元程序ANSYS二次開發(fā)語(yǔ)言編寫屈曲
評(píng)定模塊。以先進(jìn)非能動(dòng)核電站大型鋼制安全殼
為例，應(yīng)用文中論述的簡(jiǎn)化方法和屈曲評(píng)定模塊，
進(jìn)行了鋼安全殼封頭在嚴(yán)重事故下的屈曲分析與
評(píng)價(jià)，以了解鋼安全殼封頭的屈曲性能，也可為核
電廠鋼安全殼安全評(píng)審提供參考。
1 屈曲安全評(píng)價(jià)簡(jiǎn)化方法
通過研究ASblE規(guī)范案例N一284金屬安全
殼體屈曲設(shè)計(jì)方法，介紹了適用于核電廠鋼安全
殼橢圓形封頭屈曲分析與評(píng)價(jià)的簡(jiǎn)化方法：第一，
基于鋼安全殼封頭在實(shí)際荷載作用下的應(yīng)力狀
態(tài)，采用通用有限元程序進(jìn)行線性分支點(diǎn)屈曲分
析，計(jì)算出臨界屈曲應(yīng)力特征值系數(shù)；第二，采用
承載力折減系數(shù)考慮幾何和邊界條件的缺陷和非
線性，用塑性折減系數(shù)考慮材料的非線性；第三，
根據(jù)計(jì)算得到的臨界屈曲應(yīng)力特征值系數(shù)、承載
力折減系數(shù)、塑性折減系數(shù)進(jìn)行核電廠鋼安全殼
封頭屈曲安全評(píng)價(jià)。
1．1 臨界屈曲應(yīng)力
經(jīng)典屈曲臨界應(yīng)力是根據(jù)簡(jiǎn)單邊界條件下均
布應(yīng)力場(chǎng)的殼體理論方程確定的最小值。在單一
荷載工況，如軸向壓縮、徑向壓力、超靜力壓力和
剪切力等，可分別計(jì)算出理論彈性分支點(diǎn)屈曲值。
考慮到鋼安全殼封頭單元在實(shí)際荷載作用下可能
承受復(fù)雜應(yīng)力，因此采用通用有限元程序?qū)︿摪?
全殼封頭進(jìn)行線性特征值屈曲分析，計(jì)算出臨界
屈曲應(yīng)力最小特征值系數(shù)A，以便于捕捉封頭較
為真實(shí)的屈曲模態(tài)。
1．2 安全系數(shù)
安全系數(shù)FS定義為由線性特征值計(jì)算得到
并用承載力折減系數(shù)折減后的屈曲應(yīng)力值與基本
允許壓力值之比。依據(jù)ASME規(guī)范NE一3222．2
規(guī)定的穩(wěn)定應(yīng)力限值，安全系數(shù)對(duì)應(yīng)如下：
(1)對(duì)于設(shè)計(jì)工況和A，B級(jí)使用限制水平，
FS=2．0；
(2)對(duì)于C級(jí)使用限制水平，允許應(yīng)力為(1)
值的120％ ，F(xiàn)S=1．67；
(3)對(duì)于D級(jí)使用限制水平，允許應(yīng)力為(1)
值的150％ ，F(xiàn)S=1．34。
1．3 承載力折減系數(shù)
理想殼體結(jié)構(gòu)屈曲承載能力可通過線性特征
值分析確定。但對(duì)于實(shí)際殼體，應(yīng)考慮由于幾何
和邊界條件的缺陷和非線性導(dǎo)致的承載力降低。
在保證安全殼封頭的制造、安裝滿足ASME規(guī)范
NE一4220要求的前提下，依據(jù)N一284—1513，承
載力折減系數(shù) 讓(i=1，2)取值如下：
1L=rain{ 2￡／0．6，0．75} (1)
OI~2L
0．627
0．837—0．14M
0．826
0．124
(M<1．5)
(1．5≤ <1．73)
(1．73≤ <23．6)
(M~>23．6)
(2)
式中 ——安全殼封頭環(huán)向受壓或經(jīng)向受壓
時(shí)的承載力折減系數(shù)
a ——安全殼封頭環(huán)向和經(jīng)向同時(shí)受壓
時(shí)的承載力折減系數(shù)
一系數(shù)，M=l,／~／／
— — 封頭沿經(jīng)向的支撐長(zhǎng)度
R——封頭殼體半徑
t——封頭殼體厚度
1．4 塑性折減系數(shù)
如果殼體單元在實(shí)際荷載作用下的應(yīng)力分量
(經(jīng)向壓應(yīng)力)或 (環(huán)向壓應(yīng)力)超過一定限
值，認(rèn)為安全殼封頭可發(fā)生彈塑性屈曲失穩(wěn)，因此
采用塑性折減系數(shù)來考慮材料非線性。根據(jù)N一
284—1620，塑性折減系數(shù)叼i(i=咖， )取值如下：
(1)安全殼封頭單元承受經(jīng)向壓縮
叼擊=
1．0 (△≤0．55)
尊 55 1．6)
1．31—1．15A (1．6<△<6．25)
(3)
式中，參數(shù)△= ( ：咖， )，其中O'y為材
V y
料屈服強(qiáng)度。
(2)安全殼封頭承受環(huán)向壓縮
r1．0 (△≤0．67)
I2．53—2．29A (0．67<△≤1．o)
(4)
(3)安全殼封頭同時(shí)承受經(jīng)向壓縮和環(huán)向壓
縮，則塑性折減系數(shù) 取式(3)和式(4)中的較
小值。
CPVT 核電站鋼制安全殼封頭屈曲評(píng)價(jià)方法簡(jiǎn)介及應(yīng)用 Vo130．No7 2013
1．5 屈曲評(píng)定
1．5．1 彈性屈曲評(píng)定
安全殼封頭單元可以處于單向壓縮應(yīng)力狀態(tài)
或者雙向受壓應(yīng)力狀態(tài)。如果殼體應(yīng)力在材料比
例限值之內(nèi)，認(rèn)為安全殼封頭只會(huì)發(fā)生彈性屈曲
失穩(wěn)。在彈性階段對(duì)安全殼封頭進(jìn)行屈曲評(píng)定
時(shí)，按下述規(guī)則驗(yàn)算：
AaiL
、1L ，' (5)
1．5．2 彈塑性屈曲評(píng)定
如果殼體應(yīng)力超過材料比例限值，認(rèn)為安全
殼封頭可發(fā)生彈塑性屈曲失穩(wěn)。在彈塑性階段對(duì)
安全殼封頭進(jìn)行屈曲評(píng)定時(shí)，按下述規(guī)則驗(yàn)算：
—
,~O liLTli
Fs ≥ 1‘． 2
2 鋼安全殼封頭屈曲評(píng)定
(6)
2．1 ANSYS二次開發(fā)
利用ANSYS APDL語(yǔ)言編寫適用于核電廠
安全殼封頭屈曲安全評(píng)定的程序模塊，程序結(jié)構(gòu)
如圖1所示。先計(jì)算出安全殼封頭在各種荷載組
合工況下的應(yīng)力，根據(jù)文中計(jì)算安全殼封頭屈曲
臨界應(yīng)力特征值系數(shù)、安全系數(shù)、承載力折減系數(shù)
和塑性折減系數(shù)，并進(jìn)行彈性屈曲評(píng)定或彈塑性
屈曲評(píng)定。
l (1臨尉界頭應(yīng)屈力曲A
；ANSYS!． c2)安全系數(shù)
i前處理盯 (3)承載力折
f 減系數(shù)
圖1 屈曲評(píng)定模塊
2．2 有限元計(jì)算輸入
鋼安全殼封頭屈曲評(píng)定模型包括橢圓形頂封
頭和部分圓柱形簡(jiǎn)體，屬于薄殼結(jié)構(gòu)。先進(jìn)核電
站鋼安全殼封頭材料為SA738 Gr．B，利用ANSYS
殼單元進(jìn)行模擬，有限元模型如圖2所示。根據(jù)
· 58·
美國(guó)核管會(huì)標(biāo)準(zhǔn)審查(SRP一3．8．2) ，輕水堆核
電廠鋼安全殼需考慮自重+失水事故疊加100％
燃料包殼反應(yīng)產(chǎn)生的氫氣在絕熱條件下充分燃燒
形成的壓力。
l ^-薯s
ELEMENT
TYPE NU
CV1 DHe Fl 1 ．I． dI
圖2 鋼安全殼封頭有限元模型
針對(duì)先進(jìn)非能動(dòng)核電廠 ]，有限元計(jì)算輸入
考慮了204℃的溫度場(chǎng)，并對(duì)鋼安全殼施加內(nèi)壓
0．6 MPa。
2．3 屈曲評(píng)定
先進(jìn)核電廠鋼安全殼封頭在嚴(yán)重事故下的計(jì)
算結(jié)果如圖3所示。
由圖3(a)，(b)可知，封頭頂點(diǎn)位移為63．7
mm，在封頭與筒身結(jié)合部位薄膜應(yīng)力強(qiáng)度為285
MPa，小于NE分卷C級(jí)使用限制下薄膜應(yīng)力強(qiáng)
度限值344 MPa，滿足10 CFR 50．34¨ 規(guī)定。由
圖3(C)，(d)可知，在封頭下部與筒身結(jié)合區(qū)域
出現(xiàn)環(huán)向壓應(yīng)力，達(dá)到140 MPa，因此應(yīng)對(duì)該區(qū)域
進(jìn)行屈曲評(píng)定。
利用文中第1節(jié)給出的簡(jiǎn)化方法和ANSYS
二次開發(fā)后的屈曲評(píng)定模塊，對(duì)鋼安全殼封頭單
元進(jìn)行屈曲評(píng)定。鋼安全殼封頭在自重+0．6
MPa內(nèi)壓下的第一階屈曲模態(tài)如圖4所示，屈曲
臨界應(yīng)力特征值系數(shù)A=6．177。根據(jù)文中1．2
節(jié)，c級(jí)使用限制水平下，安全系數(shù)FS=1．67；根
據(jù)文中1．3節(jié)、1．4節(jié)，得到承載力折減系數(shù)0c
= 0．35，塑性折減系數(shù)|，7 =0．956。從而將求得
的線性特征數(shù)系數(shù)A、安全系數(shù)FS、承載力折減
系數(shù)Ol化和塑性折減系數(shù) 代人式(6)，得到：
：1．241> 1．2
即滿足屈曲評(píng)定要求。

第30卷第7期 壓 力 容 器 總第248期
4 結(jié)論
圖6 產(chǎn)品制造過程示意
(1)針對(duì)低合金鋼20MND5和低碳鋼
P295GH材料的焊接，選用合適的焊接坡口、焊接
材料及焊接工藝，采用埋弧自動(dòng)焊可以得到綜合
性能優(yōu)良的焊接接頭；
(2)窄間隙埋弧焊是一種高效、節(jié)材省能的
工藝方法，適宜蒸汽發(fā)生器上部水平支承和簡(jiǎn)體
的環(huán)縫焊接；
(3)選擇合適的工藝裝備(如防變形支撐桿)
可以有效控制蒸汽發(fā)生器上部水平支承和簡(jiǎn)體焊
縫焊接時(shí)的變形。
參考文獻(xiàn)：
[1] 丁訓(xùn)慎．壓水堆核電站蒸汽發(fā)生器的制造[J]．核電
站，2003，(4)：11—18．
[2] 李雙燕．百萬(wàn)千瓦級(jí)壓水堆核電站核島主設(shè)備蒸汽發(fā)
生器焊接技術(shù)[J]．壓力容器，2011，28(2)：38—43．
[3] 劉敏珊，杜慶飛，白彩鵬，等．基于三維實(shí)體模型的
縱流殼程換熱器數(shù)值研究[J]．流體機(jī)械，2013，
41(1)：21—25．
[4] RCC—M壓水堆核島機(jī)械設(shè)備設(shè)計(jì)和建造規(guī)則
[M]．上海：上?？茖W(xué)技術(shù)文獻(xiàn)出版社，2011．
[5] 鄒增大．焊接材料、工藝及設(shè)備手冊(cè)[M]．北京：化
學(xué)工業(yè)出版社，2001．
[6] 伍小龍，徐衛(wèi)東，汪輝．厚壁容器的雙絲窄間隙埋弧
焊[J]．壓力容器，2003，20(3)：27—31．
[7] 陳裕川．厚壁容器窄間隙埋弧焊的研究與應(yīng)用[J]．
壓力容器，1991，8(1)：8—17．
[8] 林尚揚(yáng)，于丹，于靜偉．壓力容器焊接新技術(shù)及其應(yīng)
用[J]．壓力容器，2009，26(11)：1—6．
[9] 張建曉，雷萬(wàn)慶，牛慶偉，等．窄間隙埋弧焊在厚壁加氫
反應(yīng)器中的應(yīng)用[J]．電焊機(jī)，2OO6，36(10)：63—66．
[10] 韓建偉，遲永軍．大直徑BHW 一35殼體的窄間隙
埋弧焊工藝[J]．壓力容器，2004，21(3)：32—35．
[11] 李華綱，李雙燕，唐偉寶．600 MW 和1000 MW 核
電蒸汽發(fā)生器制造技術(shù)比較[J]．裝備機(jī)械，2011，
(4)：62—69．
收稿日期：2013—05—03 修稿日期：2013—06—03
作者簡(jiǎn)介：羅成(1983一)，男，工程師，主要從事核電主設(shè)
備焊接工藝，通信地址：201306上海市浦東新區(qū)臨港層林
路77號(hào)上海電氣核電設(shè)備有限公司工程技術(shù)部，E—
mail：luocheng@sh~mghai—electric．corn。
(上接第59頁(yè))
Gall~ly G D．Elastic and Elastic—Plastic Buckling of
Internally Pressurized 2：1 EUipsoidal Shells[J]．Journal
of Pressure Vessel Technology，1978，lOO(4)：335
— 343．
BushneU D，Galletly G D．Stress and Buckling of Internally
Pressurized，Elastic—Plastic Torispherical Vessel
Heads—Comparisons of Test and Theory[J]．Joumal
ofPressure Vessel Technology，1977，99(1)：39—53．
Clarence D Miller．Buckling Criteria for TorisphericM
Heads Under Internal Pressure[J]．Journal of Pressure
Vessel Technology，2001，123(3)：318—323．
張彤，湯國(guó)偉，殷雅?。”趬毫θ萜髟趦?nèi)壓作用下
的彈塑性屈曲行為研究[J]．壓力容器，2010，
27(3)：17—25．
[7] ASME Boiler＆Pressure Vessel Code，Code Cases：Nu．
clear Components[S]．2007．
[8] u．S．Nuclear Regulatory Commission Standard Review
Plan，NUREG一0800『S]．2007．
[9] 孫漢虹．第三代核電技術(shù)APIO00[M]．北京：中國(guó)
電力出版社，2010．
[10] 10 CFR 50．34：Contents of Applications；Technical
Information『S]．2011．
收稿日期：2013—04—18 修稿日期：2013—05—23
作者簡(jiǎn)介：陳來云(1982一)，男，工程師，主要從事核島結(jié)
構(gòu)設(shè)計(jì)、鋼制安全殼設(shè)計(jì)工作，通信地址：200233上海市
虹漕路29號(hào)上海核工程研究設(shè)計(jì)院，E—mail：chenly@
snerdi．corn．cao
· 71·
1J

網(wǎng)友評(píng)論 more

電力安全論文最新內(nèi)容

03-05