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核電站鋼制安全殼封頭屈曲評價方法簡介及應(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)計院		點擊數(shù)：	更新時間： 2022年12月11日
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核電站鋼制安全殼封頭屈曲評價方法
簡介及應(yīng)用
陳來云，葛鴻輝。柳勝華
(上海核工程研究設(shè)計院，上海200233)
摘要：基于對ASME規(guī)范案例N一284金屬安全殼體屈曲的研究，介紹了適用于先進核電站鋼制
安全殼封頭屈曲分析與評價的簡化方法。同時，利用通用有限元程序ANSYS二次開發(fā)語言編寫屈
曲評定模塊，并結(jié)合先進非能動核電站嚴(yán)重事故工況，完成鋼安全殼封頭屈曲安全評價。
關(guān)鍵詞：規(guī)范案例N一284；鋼安全殼封頭；屈曲安全評價
中圖分類號：TH49；TM623 文獻標(biāo)識碼：B 文章編號：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級壓力容器屈曲設(shè)計基于ASME規(guī)范
NE分卷 的要求，但分卷NE一3133設(shè)計準(zhǔn)則只
適用于無加勁環(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價總則，
基金項目：國家重大專項(2011ZX06002001)
· 56·
但是實際工程應(yīng)用非常困難。此外，大量研究表
明 J，實際薄殼屈曲過程伴隨著較大變形，并且
殼體結(jié)構(gòu)應(yīng)力可能達到彈塑性水平，這會使兩種
非線性效應(yīng)耦合。而臨界屈曲應(yīng)力又對結(jié)構(gòu)初始
缺陷極為敏感，因此屈曲分析與評價是大型金屬
薄殼容器結(jié)構(gòu)工程應(yīng)用與研究的一項難題。
基于對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價的簡化方法，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)語言編寫屈曲
評定模塊。以先進非能動核電站大型鋼制安全殼
為例，應(yīng)用文中論述的簡化方法和屈曲評定模塊，
進行了鋼安全殼封頭在嚴(yán)重事故下的屈曲分析與
評價，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審提供參考。
1 屈曲安全評價簡化方法
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價的簡化方法：第一，
基于鋼安全殼封頭在實際荷載作用下的應(yīng)力狀
態(tài)，采用通用有限元程序進行線性分支點屈曲分
析，計算出臨界屈曲應(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)進行核電廠鋼安全殼
封頭屈曲安全評價。
1．1 臨界屈曲應(yīng)力
經(jīng)典屈曲臨界應(yīng)力是根據(jù)簡單邊界條件下均
布應(yīng)力場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，可分別計算出理論彈性分支點屈曲值。
考慮到鋼安全殼封頭單元在實際荷載作用下可能
承受復(fù)雜應(yīng)力，因此采用通用有限元程序?qū)︿摪?
全殼封頭進行線性特征值屈曲分析，計算出臨界
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)對應(yīng)如下：
(1)對于設(shè)計工況和A，B級使用限制水平，
FS=2．0；
(2)對于C級使用限制水平，允許應(yīng)力為(1)
值的120％ ，F(xiàn)S=1．67；
(3)對于D級使用限制水平，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。但對于實際殼體，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
時的承載力折減系數(shù)
a ——安全殼封頭環(huán)向和經(jīng)向同時受壓
時的承載力折減系數(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價方法簡介及應(yīng)用 Vo130．No7 2013
1．5 屈曲評定
1．5．1 彈性屈曲評定
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)為安全殼封頭只會發(fā)生彈性屈曲
失穩(wěn)。在彈性階段對安全殼封頭進行屈曲評定
時，按下述規(guī)則驗算：
AaiL
、1L ，' (5)
1．5．2 彈塑性屈曲評定
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
安全殼封頭進行屈曲評定時，按下述規(guī)則驗算：
—
,~O liLTli
Fs ≥ 1‘． 2
2 鋼安全殼封頭屈曲評定
(6)
2．1 ANSYS二次開發(fā)
利用ANSYS APDL語言編寫適用于核電廠
安全殼封頭屈曲安全評定的程序模塊，程序結(jié)構(gòu)
如圖1所示。先計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)，并進行彈性屈曲評定或彈塑性
屈曲評定。
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 屈曲評定模塊
2．2 有限元計算輸入
鋼安全殼封頭屈曲評定模型包括橢圓形頂封
頭和部分圓柱形簡體，屬于薄殼結(jié)構(gòu)。先進核電
站鋼安全殼封頭材料為SA738 Gr．B，利用ANSYS
殼單元進行模擬，有限元模型如圖2所示。根據(jù)
· 58·
美國核管會標(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
針對先進非能動核電廠 ]，有限元計算輸入
考慮了204℃的溫度場，并對鋼安全殼施加內(nèi)壓
0．6 MPa。
2．3 屈曲評定
先進核電廠鋼安全殼封頭在嚴(yán)重事故下的計
算結(jié)果如圖3所示。
由圖3(a)，(b)可知，封頭頂點位移為63．7
mm，在封頭與筒身結(jié)合部位薄膜應(yīng)力強度為285
MPa，小于NE分卷C級使用限制下薄膜應(yīng)力強
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，達到140 MPa，因此應(yīng)對該區(qū)域
進行屈曲評定。
利用文中第1節(jié)給出的簡化方法和ANSYS
二次開發(fā)后的屈曲評定模塊，對鋼安全殼封頭單
元進行屈曲評定。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體焊
縫焊接時的變形。
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(4)：62—69．
收稿日期：2013—05—03 修稿日期：2013—06—03
作者簡介：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)
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[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
作者簡介：陳來云(1982一)，男，工程師，主要從事核島結(jié)
構(gòu)設(shè)計、鋼制安全殼設(shè)計工作，通信地址：200233上海市
虹漕路29號上海核工程研究設(shè)計院，E—mail：chenly@
snerdi．corn．cao
· 71·
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