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何 风，艾红雷，吕勇波，袁 锋，王新军，卢喜丰 (核反应堆系统设计技术重点实验室，四川成都 610213) 摘要：核电厂上充管所经历的温度瞬态变化较剧烈，从而导致上充管与截止阀门连接焊缝按RCC-M规范B3600的方法进行疲劳分析时，总的累积疲劳使用系数较大，超出了RCC-M规范的许用限值，不满足RCC-M规范要求。因此，需要对上充管与截止阀门连接焊缝疲劳分析进行优化。对国内某核电厂上充管RCP042与截止阀门连接焊缝进行了高温疲劳试验。依据疲劳试验结果，根据RCC-M规范ZII 150，采用试验分析法对上充管RCP042与截止阀门连接焊缝的疲劳强度进行了进一步的分析评定。分析结果表明，该处焊缝疲劳强度满足RCC-M规范要求。 关键词：上充管焊缝; 疲劳强度; 高温疲劳试验; 试验分析法；核电站；截止阀 0 引言核电厂一回路水温变化时，由于水的比体积的改变，回路中水的容积也在随之变化，水容积的变化必将导致稳压器水位的波动[1]。通过控制上充和下泄流量保持一回路稳压器的水位在设定值，即在不同功率下维持稳压器的程序水位、保持一回路水容积[2]。在安全注入的情况下，化容系统上充泵作为高压安注泵运行，容积控制箱RCV002BA作为上充泵的高位水箱，给上充泵提供水源和吸入压头，经过上充泵升压后，最终通过上充管注入RCP系统一回路冷段。此外，上充回路还设有一条从再生热交换器出口到稳压器喷淋的管线，一旦反应堆冷却剂泵不能使用，该管线提供辅助喷淋能力[2]。因此，上充管所经历的温度瞬态变化较剧烈，从而导致上充管与截止阀门连接焊缝按RCC-M B3600的方法进行疲劳分析时[3]，总的累积疲劳使用系数较大。 国内某核电厂上充管3RCP042和4RCP042与截止阀门连接焊缝按RCC-M B3600的方法进行疲劳分析，载荷对21-31(温度瞬态)对该连接焊缝产生的疲劳使用系数较大(已超过1)，导致总的累积疲劳使用系数超出了RCC-M规范[4]许用限值。 为此，对该核电厂的上充管RCP042与截止阀门连接焊缝进行了高温疲劳试验[5]；依据疲劳试验结果，根据RCC-M规范ZII 150，采用试验分析法对其疲劳强度进行进一步的分析评定。 1 试验方法及结果1.1 试件及试验方法 试件母材与对应产品母材零件状态相同，试件焊材与现场产品焊接用的焊材型号相同。焊接接头为Z2CN1810和Z2CND1812+N2的管道环焊缝对接，焊接工艺[6]与现场产品焊接工艺一致，都为手工TIG焊。连接焊缝位置与实际结构保持几何相似，影响焊缝位置应力的邻近位置也保持几何相似；考虑到阀门结构复杂，制作试件时阀门采用管结构模拟，但连接处主要结构尺寸相同。 试验方法遵循GB/T 15248-2008《金属材料轴向等幅低循环疲劳试验方法》[7]的要求。试验温度为(285±2)℃，重复试验2次，试件承受的交变应力幅值为1 940 MPa。 1.2 试验结果 试件1和试件2在上述试验方法下，循环次数分别为6 852、4 015次。图1和图2为试验时试件1和试件2加载载荷与所循环次数关系图。  图1 试件1载荷峰谷值-循环次数  图2 试件2载荷峰谷值-循环次数 2 疲劳分析方法采用RCC-M规范ZII 150中试验分析法。试验中，所承受的最小循环次数和试验载荷分别由规定的使用循环次数乘以系数KTN和规定的使用载荷乘以系数KTS来确定。 (1) 在RCC-M规范中的疲劳曲线图ZI4.2的疲劳曲线上取D点，横坐标值与规定的使用循环次数ND一样；过该点作一竖直线，在其上取其纵坐标值等于KsSaD的一点A(见图3)。 (2) 延长过D点的水平线至点B，使B点的横坐标为Kn×ND(见图3)。  图3 试验参数的系数结构线图 (3) 连接AB，在AB上任取一点C(见图3)，系数KTS和KTN定义为： KTS=C点纵坐标/D点纵坐标； KTN=C点横坐标/D点横坐标； PT(试验载荷)=KTS×规定的使用载荷； NT (最小循环次数)=KTN×规定的使用循环次数； 其中，Kn和Ks的数值可由反映尺寸、表面光洁度、温度和所进行重复试验次数的影响因子确定，按式(1)、式(2)计算： Ks=Ksl×Ksf×Kst×Kss (1) Kn=(Ks)4.3 (2) Ks值不得小于1.25；并且Kn值不得小于2.6。 式中：Ksl为疲劳寿命的尺寸效应因子，Ksl=1.5-0.5·(LM/LP)，LM/LP为模型和原型线度尺寸比；Ksf为表面光洁因子，Ksf=1.175-0.175(SFM/SFP)，SFM/SFP为模型和原型表面光洁度之比；Kst只在不同温度对应的疲劳曲线时考虑，如果试验温度低于所考虑瞬态过程温度的最高值，Kst=[试验温度下的Sa(N)或εa(N)]/[所考虑瞬态最高温度下的Sa(N)或εa(N)]，否则取Kst =1；Kss为试验结果的统计离散因子，Kss =1.470-0.044×试验重复次数。 计算Ks时不得使用小于1.0的Ksl、Ksf、Kst和Kss值。 3 分析评定及结果根据RCC-M B3600的方法进行疲劳分析得到：3RCP042与截止阀门连接焊缝累积疲劳使用系数为1.776，4RCP042与截止阀门连接焊缝累积疲劳使用系数为1.993(见表1)。累积疲劳使用系数都超出规范要求的许用限值，保守取4RCP042与截止阀门连接焊缝进行疲劳试验分析评定；该处焊缝实际承受的最严厉载荷对为21-31(A1-F2，见图4)，载荷对A1-F2产生的疲劳使用系数为1.19，对应的交变应力为1 525 MPa，循环次数为190次(见图5)。 表1 上充管RCP042与截止阀门连接焊缝 按RCC-M B3600方法进行的疲劳分析结果  单元节点累积疲劳使用系数许用限值3RCP0423092821．77614RCP042771．9931  图4 瞬态A1和F2的温度曲线图  图5 4RCP042与截止阀连接位置焊缝按RCC-M B3600方法进行的疲劳分析结果 在疲劳曲线图ZI4.2上找出D点，坐标为(190,1 300)；然后确定Ks，Kn： 尺寸效应因子中,模型和原型线度尺寸比LM/LP取1： Ksl=1.5-0.5(LM/LP)=1 (3) 表面光洁度因子中,模型和原型表面光洁度之比SFM/SFP取1： Ksf=1.175-0.175(SFM/SFP)=1 (4) 温度效应因子Kst取1； 试验结果统计离散因子中,试验重复次数取2： Kss=1.470-0.044×2=1.382 (5) 因此： Ks=Ksl×Ksf×Kst×Kss=1×1×1×1.382=1.382 (6) Kn=(Ks)4.3=4.02 (7) 在疲劳曲线图ZI4.2中找出A点(190，Ks×1 300)和B点(Kn×190，1 300)，并连接A、B点(见图6)。在 段上任选一点计算系数KTS和KTN，选取B点进行分析：KTS=1；KTN=4.02。因此，试验要求交变应力PT为1 525 MPa时，最小循环次数NT为764次；而实际试验中交变应力为1 940 MPa，两个试验件的疲劳循环次数分别为4 015次和6 852次；保守选取4 015次进行分析，因此载荷对A1-F2产生的疲劳使用系数可重新计算为(764/4 015)=0.19，4RCP042与截止阀连接焊缝总的累积疲劳使用系数为(1.993-1.19)+0.19=0.993，该累积疲劳使用系数满足规范要求。  图6 试验结果分析参数选取图 4 结论根据RCC-M B3600方法进行的疲劳分析以及疲劳试验结果，采用试验分析法对此核电厂上充管RCP042与截止阀连接位置焊缝疲劳强度进行了优化分析评定，分析结果表明上充管RCP042与截止阀连接焊缝疲劳强度满足RCC-M规范要求。 上充管与截止阀门连接焊缝的疲劳试验以及试验分析方法，为国内其他核电厂上充管与截止阀门连接焊缝疲劳分析提供了参考，为解决国内其他核电厂此类焊缝总的累积疲劳使用系数较大问题提供了有效的解决方法。 参考文献： [1] 广东核电培训中心.900 MW压水堆核电站系统与设备.北京：原子能出版社,2004：121. [2] 杨兰和.秦山核电二期扩建工程项目管理实践——调试篇.北京：中国原子能出版社,2012：296. [3] 陈传尧.疲劳与断裂.武汉：华中科技大学出版社，2002. [4] RCC-M-Edition 2007.Design and Construction Rules for Mechanical Components of PWR Nuclear Islands. [5] 王明明.核电站管道热疲劳试验方法及寿命预测模型研究：[学位论文].沈阳：沈阳工业大学，2014. [6] 孙宏，田鹏，王芳，等.制造工艺对焊管力学性能的影响.管道技术与设备，2013(5):17-18. [7] GB/T 15248—2008 金属材料轴向等幅低循环疲劳试验方法. Stress Analysis of the Weld between the Charging Lineand the Check Valve in the Nuclear Power Plant HE Feng, AI Hong-lei, Lü Yong-bo, YUAN Feng, WANG Xin-jun, LU Xi-feng (Science and Technology on Reactor System Design Technology Laboratory, Chengdu 610213, China) Abstract ： The charging line of the nuclear power station suffers severe transients. As a result, the cumulate fatigue factor of the weld between the charging line and the check valve is very large, while taking fatigue analysis with the method of the RCC-M B3600. The cumulate fatigue facter exceeds the limit value of the RCC-M code, and it can’t be satisfied with the RCC-M code. Therefore, a further fatigue analysis of the weld between the charging line and the check valve is needed. A high temperature fatigue experiment of the connecting weld was conducted. Based on the experiment, a further fatigue strength analysis of this weld was completed using the experimental stress analyses in the RCC-M ZII 150. The results indicate that the fatigue strength meet the RCC -M specification requirements. Key words： charging line weld; fatigue strength; high temperature fatigue experiment; experimental stress analyses; nuclear power station;check valve 收稿日期：2015-03-04 收修改稿日期2015-06-29 中图分类号：TH12 文献标识码：A 文章编号：1004-9614(2015)06-0025-03 作者简介： 何风(1984—)，工程师，硕士，从事反应堆结构力学研究工作。E-mail:hefeng198405@163.com |
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