房继军

【摘 要】核电站中有大量承受循环载荷的压力容器，循环载荷作用下压力容器的疲劳失效可产生灾难性后果，核电站压力容器的疲劳分析设计越来越多地引起人们的关注和重视。本文结合硼水贮存罐热交换器的疲劳分析工作，研究并总结了ANSYS中压力容器疲劳分析设计中的载荷分析、结构分析、应力分析、设计疲劳曲线的应用和疲劳强度的校核等主要步骤。

【关键词】压力容器；疲劳分析设计；交变载荷；载荷分析；结构分析；应力分析；强度评定

0 概述

容器在交变载荷作用下进行运转的情况是非常普遍的。如：频繁的间歇操作造成工作压力和各种载荷的变化；正常运行时出现的压力波动、周期性温度变化；在正常温度变化时，容器的膨胀或收缩受到了约束；外加的交变机械载荷等都将使容器中的应力随着时间呈周期性的变化。而在交变载荷作用下压力容器受压部件中的焊接接头附近、结构不连续部位以及开孔接管等区域常常会产生的局部峰值应力可以达到容器总体薄膜应力的2～6倍。在其反复作用下，会使材料晶粒间发生滑移和错位，逐渐形成微裂纹，随着载荷的不断循环，裂纹也不断扩展，进而形成宏观疲劳裂纹贯穿整个壁厚，最终导致容器发生疲劳失效事故。

通过对规范的研究及对相关文献的调研，总结出疲劳分析的基本步骤和注意事项概述如下：

1）载荷分析

载荷分析中收集设备受到的载荷谱，明确设计条件。载荷分析中要注意设备寿期内可能发生的一切载荷及其发生次数的数据。

2）结构分析

结构分析是针对容器的局部区域进行的，原则上容器的所有几何不连续点和承受局部载荷的元件都应作为分析部位，根据部位的结构形式和载荷形式建立相应的力学模型。

3）应力分析

应力分析是为了确定在规定载荷作用下，结构的应力分布、所选择的应力评定点或截面的应力分布及最大值和最小值、元件内所考虑的应力随时间变化，以此为基础确定交变应力强度幅 。

4）设计疲劳曲线的应用

5）疲劳强度的校核

强度评定是针对局部点进行的，根据设计准则对各类应力强度进行评定。

硼水贮存罐热交换器是按照RCC-M设计的，下面就以该热交换器的疲劳分析为例谈谈疲劳分析设计的主要步骤。

热交换器的基本结构如图1所示。

硼水贮存箱热交换器管束、管板、管侧壳侧筒体、封头和接管材料为00Cr19Ni10（Z2CN1810），详见表2。

表1 热交换器的总体设计条件

表2 00Cr19Ni10的材料及力学性能

考虑的载荷有：

运行压力：壳侧入口0～0.25MPa，管侧入口0～0.3MPa；

运行温度：壳侧入口100～138℃，管侧入口70～85℃；

管侧入口接管载荷：轴力11.67KN，弯矩6.78KNm；

管侧出口接管载荷：轴力7.95KN，弯矩4.62KNm；

壳侧入口接管载荷：轴力11.99KN，弯矩3.48KNm；

壳侧入口接管载荷：轴力5.01KN，弯矩1.05KNm；

为了简化计算，对压力和温度工况进行包络。根据RCC-M C 3112，循环次数为三条瞬态曲线循环次数之和：

（12000+40+40）*0.05+（12000+40+40）*5=61004>10000次。

再根据RCC-M C 3214.2循环次数为三条瞬态曲线循环次数之和：

（12000+40+40）*1+（12000+40+40）*1+（12000+40+40）*4=72480>1000次。

壳侧入口变化如下：20℃—138℃—20℃。

管侧入口变化如下：20℃—70℃—75℃—20℃。

1 疲劳曲线

瞬态工况取自JNK的疲劳曲线，详见图2。

2 模型和计算方法

2.1 模型描述

疲劳分析模型采用实体单元建模，包括管侧筒体、管板、壳侧筒体以及壳侧入口接管部分，建立1/2模型进行计算。热分析采用SOLID70单元，热分析各位置的对流换热系数按照堆工专业提供的硼水贮存箱热交换器对流换热系数计算结果中相应位置最保守数值施加，温度按照第二节包络温度施加；结构分析采用SOLID185单元，在管侧筒体边缘处采用固定约束，1/2模型分割面施加对称（反对称）约束。需要计算温度载荷下结构应力，接管载荷下的应力，内压下的应力。详见附图。

图2 热交换器瞬态工况曲线

2.2 计算方法

根据第2节，设备运行瞬态曲线为3条，对其进行包络，进行分析。

（1）温度采用最大温度和最小温度之间的阶跃变化；

（2）压力采用最大压力和最小压力作为变化幅；

（3）接管载荷考虑为最危险加载方式下与0应力状态的应力幅的1.5倍；

（4）地震载荷考虑OBE载荷，保守取瞬态有效循环次数400次进行组合。

总的应力幅为四中载荷条件下计算结果的叠加。

3 主要应力分析结果与评定

3.1 接管载荷弯矩加载为Mx时疲劳评定结果

评定路径见附图。共84个路径（详见附录A.1）。

R1为温度沿壁厚线性变化的热棘轮结果，最大值为0.081，发生在位置95。

R2为温度沿壁厚抛物线变化的热棘轮结果，最大值为0.36，发生在位置95。

使用因子均小于1，最大使用因子为0.289，发生在位置12。

3Sm=345MPa，Sn均小于3Sm，最大Sn为316.5，发生在位置95。

3.2 接管载荷弯矩加载为Mz时疲劳评定结果

评定路径见附图。共84个路径（详见附录A.2）。

R1为温度沿壁厚线性变化的热棘轮结果，最大值为0.081，发生在位置95。

R2为温度沿壁厚抛物线变化的热棘轮结果，最大值为0.36，发生在位置95。

使用因子均小于1，最大使用因子为0.307，发生在位置142。

3Sm=345MPa，Sn均小于3Sm，最大Sn为319.4，发生在位置101。

4 结论

分析结果表明硼水贮存箱热交换器现有设计满足RCC-M规范的强度要求。

5 结束语

由于疲劳强度问题引起的压力容器的破坏已不鲜见，故不能等闲视之。为确保压力容器的安全运行，本文结合工程实例，细致地讲述了疲劳分析的在核电站核承压设备设计过程，为压力容器的设计提供了依据。

【参考文献】

[1]蔡慈平.化工装备技术[J].第29卷第4期2008年.

[2]丁伯民.应力分析法容器设计规定[J].

[3]压水堆核电机械设备设计和建造规范RCC-M2000版[S].

[4]ASME核电规范与标准第一册附录2004版附录A[S].

[责任编辑：张涛]