陈敏,张周红,吴高峰,汤凤

(中广核工程设计有限公司,广东深圳 518045)

1 问题的提出

在核电工程中,管道系统被大量使用,研究它的力学行为具有重要的意义[1-2]。管道力学分析单元可划分为简单管道系统和复杂管道系统,对于复杂管道系统,一般由主管线和多个支管线组成,因而管道的空间走向和受载情况十分复杂,致使管道力学分析十分复杂[3]。管道力学分析是证明管道系统在承受与每类工况相关的载荷时不发生某种形式失效的主要途径之一[4]。核级管道应力分析的常用方法有2种:简化计算分析和数值模拟计算分析。简化计算方法是根据工程经验公式进行计算和评定的一种简单的管道设计方法,不能准确地描述管道力学行为,只适用于小管道设计计算。对于大管道而言,需要采用计算机程序进行详细的数值模拟计算,尤其是复杂的大管道系统,它的力学特性复杂,安全性能要求高,必须采用数值模拟方法进行力学分析。

目前,民用核级管道应力分析的计算机软件主要有[5-8]ADLPIPE,AUTOPIPE,SYSPIPE,PIPESTRESS,KWUROHR,HROHR2和APA(AREVAPIPINGADDON)等。APA是由法国AREVA公司最近开发的管道计算插件,它充分利用了ANSYSWorkbench强大的建模功能和计算功能。同时,结合各种核电设计规划和标准,开发了管道力学性能评定模块,有很强的可视化后处理功能。目前,国际上已经开始把APA软件运用到核电工程的管道系统设计中,如AREVA公司的中国台山核电项目,其中的1级、2级、3级管道都用此软件计算。本文以某核电厂一个核2级管道系统模型为算例,介绍了APA在核级管道系统力学分析中的应用,选用RCC-M[4]设计规范对所计算的模型进行了力学性能评定。

2 APA软件概述

APA软件是针对管道系统(包括直管、弯管或弯头、三通、梁等结构)力学计算和分析的专业软件,主要用于核级管道系统的设计计算和校核分析。APA以ANSYS软件为平台,工作过程包括建模、计算和后处理。它有一个特殊的后处理模块,包括了核级管道设计标准和规范:RCC-M、ASME(AmericanSocietyofMechanicalEngineers)、KTA(KerntechnischerAussschuss)和EN-13480(EuropeanNorm 13480)。APA软件结合不同的规范或标准,其设计计算过程是PDMS建模、APA-DesignModeler模型转换、ANSYS-Workbench-Simulation网格划分、ANSYS求解、APA后处理模块评定管道和生成计算报告。

用APA软件计算时,管系的几何模型来源于PDMS软件中的3D模型,由PDMS将几何模型的信息输出生成一个文本文件,然后,APA软件读入此文件即可创建管道系统的几何模型。在这一过程中,只需要点击几个按钮便可完成几何模型的建立。因此,采用APA软件计算时,比SYSPIPE软件建模方便很多。通过一系列的节点和单元进行网格划分。主要单元类型有PIPE16单元,用于直管、大小头、阀门和三通;PIPE18单元,用于弯头或弯管;COMBIN14单元,用于刚性和阻尼;MASS21单元,用于集中质量。程序提供各设计规范中的标准材料数据库,同时,用户还可以自定义材料数据库。

APA软件使用ANSYS求解器,可以计算静载和动载作用下的结构响应。主要考虑的静载荷有:重力和其他持久机械力、温度载荷、锚固点位移载荷、内压载荷。对于动载荷,管道计算基于谱分析方法,首先是模态计算,然后是谱分析(单点谱分析和多点谱分析)。谱分析时,先求得各阶模态下各个自由度方向的最大响应,位移、速度、加速度激励的响应按不同的公式计算。由于每阶模态的最大响应不会同时出现,用模态组合方法求得结构各个自由度方向的最大响应,由结构的响应再求出单元应力。组合方法有CQC(CompleteQuadraticCombination Method),GRP(GroupingMethod),DSUM(Double SumMethod),SRSS(SRSSMethod),NRLSUM(NR L-SUMMethod)。

3 核级管道应力分析

管道系统的应力分析目的在于证明管系在承受与各类工况相关的载荷时,均不发生某种形式的失效,就是使每类工况下管道的最大应力不超过设计规范要求的限值。运用APA软件进行核级管道应力分析的过程主要有6个方面。

(1)建立几何模型和有限元模型,几何模型可以从PDMS三维模型直接导入,在APA软件的DesignModeler模块中生产模型,用Simulation模块进行网格划分。

(2)施加边界条件,即加入管道支架和锚固点约束。

(3)按设计要求分别施加与每类工况相关的载荷,管道系统承受的载荷大致可分为4类[9]。

1)压力载荷。可能在几种不同压力、温度组合条件下运行的管道,应根据最不利的压力温度组合来确定管道的计算压力。

2)持续外载。包括管道自身载荷(管子及其附件的重量、管内介质重量、管外保温的重量等)、支吊架的反力以及其他集中和均布的持续外载。

3)热胀和端点位移。管道由安装状态过渡到运行状态,由于管内介质的温度变化,管道产生热胀冷缩使之变形;与设备相连接的管道,由于设备的温度变化而出现端点位移,也使管道变形。

4)偶然性载荷。它包括风雪载荷、地震载荷、流体冲击以及安全阀动作而产生的冲击载荷。

(4)分别对每个载荷作用进行求解计算并得到结果,在动力分析前,需进行模态分析。

(5)计算结果组合并履行应力评定,将每类工况所考虑的载荷计算结果进行组合计算,按照设计规范的相关公式校核应力。

(6)输出支架反力、阀门加速度以及特殊点的位移,按设计规范要求评定。

4 核级管道应力分析

4.1 管系模型

管系模型中的基本参数:管道系统为核二级管道,材料为不锈钢X2CrNiMo17-12-2,管道公称直径150mm,管道壁厚10.97mm,绝热层材料为矿物纤维AGI-Q132,密度为100kg/m3,管内流体为水,管道系统的3维模型如图1所示。管系中阀门质量为78.9kg,计算温度100℃,压力为1.3MPa,抗地震等级为SC2。计算时要考虑的载荷有自重、内压、热膨胀和地震,载荷工况、组合及评定公式见表1。在该算例中,没有计算C级工况,因为B级工况与C级工况载荷相同,当B级工况满足规范要求时,C级工况自动满足。计算的有限元模型如图2所示,共划分170个单元,节点数为171。泵入口的接管载荷限值见表2。

表1 管道载荷工况、组合及评定公式

表2 泵入口接管载荷限值

4.2 计算结果与分析

管系分析包括了静力计算和动力计算,地震载荷的分析采用反应谱法。计算模型中包括直管单元、弯管单元、刚性单元、集中质量单元等。阀门的阀体用2个刚性单元和集中质量单元来描述,阀杆用梁单元和集中质量单元描述。分别计算了管道在自重、压力、热膨胀、检测地震和设计基准地震载荷作用下的应力和支撑受力状况,并按RCC-M规范组合工况,校核应力强度,计算结果见表3、表4、表5,应力分布云图如图3所示。

表3给出了每种工况下的管道最大应力值,由此可知,管道应力满足设计规范要求。表4是各种工况下泵入口处的受力情况,与表2对比可知,泵管嘴受力满足设计要求。表5为最坏工况下的每个支架受力状态,这些支架载荷是支架选型的设计依据。从图3中可直观地看到管系中的应力分布,很容易找到危险点和把握在各种载荷作用下的管系变形,这是很多管道力学分析软件不能做到的。

表3 最大应力及其比值

表4 泵入口管嘴受力

表5 支架受力最大值

图3 应力分布云图

5 结论

本文以某核电厂一个核二级管道系统为例,介绍了APA软件在核级管道力学分析中的应用。可以看出,APA软件充分利用了ANSYS强大的建模和求解功能,结合了主要的核电设计标准和规范,具有建模方便、计算能力强、后处理直观的优点,尤其适用于复杂管道系统的力学分析,在核电工程中有较高的应用价值。

[1]Jaroslav Mackerle.Finite Elements in the Analysis of Pressure Vessels and Piping[J].International Journal of Pressure Vessels and Piping,2002(79):1-26.

[2]James J.Xu,Benedict C.Sun,Bernard Koplik.Local Pressure Stress on Lateral Pipe-Nozzle with Various Angles of Intersection[J].Nuclear Engineering and Design,2000(199):335-340.

[3]刘娜,崔文勇,左尚志.管道应力影响因素的正交分析[J].北京化工大学学报,2003,30(2):66-69.

[4]RCC-M—2002,Design and Construction Ru les for Mechanical Components of PWR Nuclear Islands[S].

[5]Tilman Diesselhorst,Ulrich Neumann.Optimization of Loads in Piping Systems by the Realistic Calculation Method Applying Fuid-Structure-Interation(FSI)and Dynamic Friction[J].Journalof Pressure Vessel Technology,2005,127(1):1-6.

[6]毛庆,王伟,张毅雄.稳压器排放系统应力分析评定和管道支承布置[J].核动力工程,2000,21(2):117-120.

[7]董建令,张晓航,殷德健,等.10MW高温气冷堆蒸汽发生器传热管束应力分析[J].核动力工程,2001,22(5):433-437.

[8]Helmut KennerKnecht,Fritz-Otto Henkel,Johannes Paulus,et al.Structure Analysis of Presuure Surge by Calculation and Measurement for Rapid Shutdown System[J].Transaction of 17th International Conference on SMIRT 17,2003(J3-4):1-8.

[9]赵艳梅,张文格,王冰.压力管道应力分析的一般途径与可靠性讨论[J].压力容器,2001,18(4):61-63.