反应堆冷却剂管道的设计技术关键点

10.1反应堆冷却剂管道设计技术关键反应堆冷却剂管道是反应堆冷却剂系统的重要组成部分，它连接反应堆、蒸汽发生器、反应堆冷却剂泵，形成一个密闭回路，将导出反应堆产生的热能，传给蒸汽发生器，然后传递给二回路系统；构成的密闭环路也是反应堆冷却剂的压力边界和掌握放射性产物外泄的边界。因此，反应堆冷却剂管道平安牢靠性与反应堆冷却剂系统的热传递功能和平安功能亲密相关。反应堆冷却剂系统管道包涵了核电厂全部预期运行状态或预期系统交互作用下的系统的压力和温度。反应堆冷却剂系统管道的平安等级为核平安1级，设计压力为17.23Mpaabs,设计温度为343℃。为了能够保证反应堆冷却剂管道在各种可能工况下的结构完整性和功能力量，在反应堆冷却剂管道设计过程中应考虑如下的技术关键：1）选材；2）结构设计；3）应力分析；4）设计验证5）试验要求；6）焊接、热处理、无损检验等技术要求。设计技术关键的解决措施及技术储备.1选材反应堆冷却剂管道要求有足够的强度、高的塑性和韧性，要保证即使管道发生破坏，也要先漏后破，不允许主管道发生瞬时断裂；耐高温，耐高压水腐蚀，材料加工性及焊接性良好；使腐蚀/侵蚀削减到最低程度，并与运行环境（包括期望辐射水平）兼容。反应堆冷却剂管道采纳奥氏体不锈钢材料锻造，直管选用Z3CN20-09M离心浇铸，弯头和45°斜接管嘴选用Z3CN20-09M静力铸造，90°接管嘴和热套管为Z2CND18-12（控氮）锻造。所用材料均应符合RCC-M标准M篇的要求。在制造、安装和运行过程中，禁止消失不锈钢和银铭合金钢材料与铜、低倍点合金、水银和铅接触，防止被污染。表面要进行清洁，严格掌握卤族元素的限值。考虑到铸造不锈钢材料由于热老化而引起材料性能劣化，可能难以满意使用寿命要求，因此新一代核电站反应堆冷却剂管道采纳不绣钢材料整体锻造、加工成形，没有纵向或电渣焊缝，而且不包括任何铸造管件。方向的转变通常用弯管而不是弯头完成，从而最大程度地削减了焊缝、管道配件和短半径弯头的数量。.2结构设计反应堆冷却剂管道结构设计的目标是无应力集中，而且还要确保在役检查的可达性。与反应堆相并联的每条反应堆冷却剂管道环路由下述三个管段组成：1）热段：从反应堆压力容器出口到蒸汽发生器一次侧进口的管段，压力15.5MPa,温度327℃；包括一根名义直径737.6mm的直管段，一个名义直径从737.6mm渐渐扩大到787.4mm的50°弯头和若干90°接管嘴（平安注射管接管嘴、稳压器波动管接管嘴、余热排出管接管嘴等）。2）过渡段：从蒸汽发生器一次侧出口到反应堆冷却剂泵入口的管段,压力15.5MPa,温度292℃；包括一个垂直直管段、一个水平直管段、两个90°弯头和一个40°弯头，名义直径均为787.4mm,主管上还焊有肯定数量的管座和接管嘴。过渡段管道直径加大，以削减压降，并改善主泵吸入口的流淌条件。3）冷段：从反应堆冷却剂泵出口到反应堆压力容器入口的管段，压力为15.5MPa,温度为292C；由一根直管段和一个位于反应堆压力容器入口处的弯头组成，名义直径为698.5mm,还包括与之相焊的90°和45°接管嘴。反应堆冷却剂管道的最小尺寸应满意系统的要求。反应堆冷却剂系统管道的壁厚应满意RCC-M-B3600的设计要求。管道的最小弯曲半径是管道公称直径的1.5倍，其椭圆度满意RCC-M法律规范的要求。管道连接主要采纳法兰和焊接两种形式。对于主管道而言，补强区位于管嘴侧，不应在管道侧进行补强；假如降低连接管线管嘴的损伤系数是必需的，那就安装热套管。主管道有足够的刚性，不需要支架。但为了在假想的管道断裂状况下防止管道甩动，所以在不同的位置上安装了甩击限位器。・3应力分析反应堆冷却剂管道布置和支撑结构方案是否正确合理，是要通过具体力学计算和分析来证明的。反应堆冷却剂管道的力学计算和分析是核装置管道力学分析中最为简单和困难的任务之一，反应堆冷却剂管道力学计算和分析，应能保证管道在设计、运行、事故和试验工况下，承受包括地震在内的各种载荷，不产生各种失效，而保持结构的完整性。计算工况包括设计工况、正常运行工况、拢动工况、紧急工况、事故工况和试验工况。计算应考虑载荷包括设计内压、管道自重、介质重量、保温结构重量、外部机械载荷、动力载荷、热膨胀载荷、端点位移（热胀、地震、环境温度变化、土建次降引起）、地震载荷（OBE和SSE）、设计基准管道裂开载荷、试验载荷等。1）应力分析按RCC-MB3600（或ASME第III卷NB分卷）1级管道要求进行计算分析。可采用管道有限元计算软件SYSPIPE对管进行应力分析和抗震分析。首先对管道所在系统的功能和工况参数、管线的布置状况进行具体的了解,划分分析范围；其次，依据管道ISO图用软件建立分析管线部分的几何模型，并定义材料属性；然后，依据法律规范规定的载荷组合形式加载；最终，计算评定并输出支反力。反应堆冷却剂管道的设计，首先必需满意最小壁厚的要求，同时还要满意一次薄膜加弯曲应力的限制条件。对于三类和四类工况的载荷，还必需满意最大运行峰值压力限值的要求。这些要求都是以塑性失效准则为依据的。在估量循环载荷影响时，要考虑到温度梯度和几何或材料的不连续性而引起的峰值应力的影响。2）疲惫分析在正常和扰动工况下需要对主管道进行疲惫分析评定，以保证设施在寿期内不会发生疲惫失效。疲惫分析应考虑全部与运行操作对应的瞬态工况，如加热、冷却和功率变化等，以及常见运行故障等瞬态，如紧急停堆、给水泵或循环水泵跳闸、厂外电源丢失、冷凝器真空破坏和掌握系统故障等。可采用管道有限元计算软件SYSPIPE对管进行疲惫分析。反应堆冷却剂管道几何外形突变的局部不连续区域是应力高度集中的部位。在循环工况下的疲惫分析方法是将峰值应力同应变循环的疲惫数据进行比较作为基础的。先求出相关部位的计算峰值应力强度，采用设计疲惫曲线查出许用应力强度，然后将计算峰值应力强度和许用应力强度进行比较，并采纳累计疲惫损伤的方法来评价部件对循环工况的适应性。累计疲惫损伤系数用U表示，即U=Ui+LU…+工，评定准则为UV1.0,当部件的累积疲惫系数UV1.0时，即表示该部件在全寿期内，对循环工况具有适用性。3）断裂分析在假设反应堆冷却剂管道存在缺陷或裂纹尺寸的条件下，评定结构发生脆性失稳断裂的可能性，确保在基准设计事故工况下，不存在由基准缺陷的不稳定扩展引起的部件损伤危急。对于每个需分析的区域，应选择一个至几个基准缺陷进行分析计算。考虑到检验、制造工艺下缺陷可能扩展，基准缺陷的几何外形、尺寸和方法都应依据分析区域中可能发生的缺陷作出选择。.4设计验证1）可采纳手工计算校核；2）可采纳不同的计算方法校核；3）可通过已有的试验结果和阅历数据校核；4）可通过已知的、相像的或标准的答案来校核；5）可通过测量的和文献中的数据来校核；6）可通过习惯的公认数据和相互关系来校核；7）可通过标准大纲和考题的结果来校核；8）可通过参数的敏感性分析来校核；9）可参考经独立第三方审查和接受的验证和确认方法。.5试验要求焊接前用试件做焊接工艺评定，包括焊缝坡口及其相邻的母材表面进行液体渗透探伤、焊缝经射线探伤检验、机械性能试验、元素化学成份分析及金相试验。系统安装完毕后作水压试验和热态试验。反应堆冷却剂管道每一组焊件应按RCC-MB5000规定进行水压试验，水压试验压力为31MPa（肯定压力），水压试验温度为室温（0℃以上）。.6焊接、热处理、无损检验等技术要求应实行必要的措施，消退反应堆冷却剂管道由于弯曲或其它可能在管子中引起明显残余应力的制造过程中产生的应力，使得管道潜在的应力腐蚀开裂产生的可能性最小。应采纳了使不锈钢敏化程度最小化的焊接、切割、热处理和其它工艺。尽量削减与反应堆冷却剂管道相关的焊缝，尽量削减在役检查的工作量，削减工作人员受辐照剂量。对接焊、支管管嘴焊接和凸台焊接都采纳全焊透焊缝设计。主管道在车间预制时，直管与弯头采纳手工铝极惰性气体爱护焊（TIG）焊打底，埋弧自动焊填充，接管嘴与主管道和弯头采纳药皮焊条手工焊。全部组焊件应严格掌握长度和角度公差，避开主管道在现场的焊接采纳手工焊。对每个管道、管件和其他锻件应进行100%体积超声波检查，消退不行接受的缺陷。焊接面要足够平滑以允许役前和在役的无损检验。管段的端部和支管端部都要经过机加工，形成平滑的焊接区域。主管道装配前对主管道和管接头进行外观检查、清洁度检查和尺寸检查，并对焊缝坡口进行液体渗透检查。对于每个完工的管子和管件的可