基于塑性变形的核电站管道在线矫形技术.pdf

化工机械2023 年化工机械基金项目院国家重点研发计划项目渊2020YFB1901500冤曰国家自然科学基金项目渊U21B2076冤遥作者简介院陈明亚渊1985-冤袁高级工程师袁从事反应堆结构力学分析的研究遥通讯作者院吕云鹤渊1989-冤袁工程师袁从事核安全评审的研究袁遥引用本文院陈明亚袁马若群袁吕云鹤袁等.基于塑性变形的核电站管道在线矫形技术咱J暂.化工机械袁2023袁50渊4冤院528-533.核电站承压管道在制造尧 安装和服役阶段袁会因偶然因素导致其安装位置尧角度或形状与设计要求不一致袁对存在偏差的管道进行更换通常会影响工作周期袁造成经济损失遥 随着弹塑性力学和有限元渊FE冤数值仿真技术的发展袁基于管道材料塑性变形的在线矫形技术得到了广泛研究与应用咱1耀3暂遥ASME 规范的常规设计中基于材料力学和板壳理论袁采用弹性失效准则袁依据最大拉应力参数分析承压设备的安全性能袁并将结构应力控制在材料的许用应力范围之内遥 对于应力分布复杂的部位渊如厚壁承压容器尧管嘴等冤袁采用弹性失效准则时常会导致分析结果过于保守咱4暂遥自 20 世纪 50 年代以来袁 随着核工业的发展袁ASME 规范委员会提出应根据材料性能渊核电站管道用材料一般具有较高的韧性冤尧 结构的几何特性和载荷的具体情况进行不同潜在失效模式分类评估遥 之后袁ASME 规范制定了以避免塑性失效为目标的野分析设计冶准则遥 在野分析设计冶中袁当承压设备某一位置的应力达到材料的许用应力值后袁结构仍可以继续承载袁直至整个承载壁厚方向上全部达到材料许用应力后才被认为失效遥 野分析设计冶的本质是基于材料拉伸性能的理想塑性假设袁通过便捷的弹性分析间接获得考虑塑性评价的结论咱5暂遥目前袁世界主要核一级设备的设计规范均是基于弹塑性理论的野分析设计冶方法袁如 RCC鄄M规范咱6暂尧ASME 规范咱7暂尧GB/T 16702要1996叶压水堆核电厂核岛机械设备设计规范曳咱8暂和 JB 4732要1995渊2005 年确认冤叶钢制压力容器要要要分析设计标准曳咱9暂遥 近年来袁随着 FE 数值仿真技术的发展袁直接弹塑性分析方法得到了广泛应用袁 使得采用直接弹塑性分析进行管道在线矫形成为可能咱10袁11暂遥笔者基于某核电站存在初始安装偏差的管道袁 分析了管道在线矫形的基本原理和评价准则袁并采用直接弹塑性分析方法袁通过 FE 数值仿真论证管道在线矫形技术的可行性遥1基于材料塑性特性的矫形技术1.1材料拉伸性能特征如图 1 所示袁 在材料拉伸曲线的初始阶段袁应力渊外载冤和应变渊变形冤成比例增长袁卸载后变形完全恢复遥 达到屈服点后袁材料在塑性变形下产生硬化效应袁此时变形仍是连续均匀的袁材料内部滑移系产生交叉滑移袁位错密度增加袁单位截面上的材料必须持续增加外力才能使位移继续滑移运动遥 RCC鄄M 规范和 ASME 规范中的野分析设计冶采用理想塑性材料模型袁忽略了材料拉DOI:10.20031/ki.0254鄄6094.202304015基于塑性变形的核电站管道在线矫形技术陈明亚1马若群2吕云鹤2高红波1林磊1周帅1徐德城1彭群家1渊1.苏州热工研究院有限公司曰2.生态环境部核与辐射安全中心冤摘要探讨了管道在线矫形的基本原理和结构塑性损伤评价准则袁 并针对某核电站存在初始安装偏差的管道袁采用直接弹塑性分析方法袁通过有限元数值仿真论证了管道在线矫形技术的可行性遥 结果表明袁笔者提出的两种方案均能达到预期的管道矫形结果袁且引起的塑性损伤满足规范限值要求遥 通过对比分析袁推荐采用施加外部变形和引起的残余塑性应变均更小的技术方案遥关键词管道塑性变形在线矫形数值仿真中图分类号TQ055.8+1文献标识码A文章编号0254鄄6094渊2023冤04鄄0528鄄06528第 50 卷第 4 期化工机械化工机械伸性能的硬化特性遥 对于一个受拉伸载荷的矩形截面梁袁外部载荷产生的应力等于达到屈服强度时的结构极限载荷遥图 1材料拉伸性能曲线在弹塑性 FE 数值仿真中袁需设定屈服准则尧流动准则和强化准则遥 屈服准则是将 FE 数值仿真获得的应力状态与材料拉伸性能的屈服数值进行关联袁流动准则是在材料塑性流动存在增量时将材料应力状态和塑性应变的 6 个增量进行关联袁强化准则是材料在超出初始屈服以后如何进行应变修正的屈服准则遥 FE 软件 渊如 ANSYS软件冤 中常用的弹塑性模型有双线性等向强化尧多线性等向强化尧非线性等向强化尧双线性随动强化及各向同性材料多线性随动强化等袁使用者可根据实际需要选择合适的强化模型遥2017 版及之后的 RCC鄄M 规范附录中给出了部分材料强化性能数据及强化模型应用说明指导遥1.2应力-应变曲线获取直接弹塑性分析中需要获得材料详细的拉伸性能曲线袁而现有的技术规范中大多只提供了材料的屈服强度和抗拉强度数据袁若进行弹塑性分析袁还需要获取材料的应力-应变数据遥通常在实际工程应用中袁难以获取可供测试的试样袁并且测试结果的保守性程度也常受到质疑遥 若材料应力-应变数据符合 Ramberg鄄Osgood关系袁即院着着0=滓滓y+0.002着0滓滓y蓸蔀1/N渊1冤则文献咱12暂提供了一种基于材料屈服强度和抗拉强度数据推测材料应力-应变关系的方法院着0=滓y/E渊2冤N=0.629-1.536滓y滓u蓸蔀+1.723滓y滓u蓸蔀2-0.814滓y滓u蓸蔀3渊3冤式中E要要要弹性模量曰N要要要Ramberg鄄Osgood 关系指数曰着要要要应变曰着0要要要参考应变曰滓要要要应力曰滓u要要要抗拉强度曰滓y要要要屈服强度遥1.3渊局部冤塑性变形评价准则1.3.1核电设计和制造阶段规范要求在设备制造阶段袁RCC鄄M 规范 F4000 篇指出袁在低于或等于 150 益下进行的任意成形操作袁碳钢或合金钢的最大变形率超过 5%袁 奥氏体钢工件最大变形率超过 10%时需要进行工艺评定遥ASME 规范第芋卷中要求袁 结构累积塑性变形不大于 5%遥同时袁RCC鄄M 规范附录 ZC 给出了核电规范1 级尧规范 2 级尧支撑和堆内构件基于整体结构塑性极限载荷 CL的结构变形评价准则要求袁详见表1咱6暂遥 管道在线矫形属于大变形的过程袁也可参考结构过度变形准则进行限制分析遥准则O 级B 级C 级T 级D 级S1 和 S2 级支撑渊Z VI 3000冤CL/1.7CL/1.7CL/1.3不作要求CL/1.1堆内构件渊G 3200冤CL/1.5不适用CL不作要求不作要求规范 1 级渊B 3200冤CL/1.5CL/1.5CL/1.5*1.20.9CL不作要求规范 2 级渊C 3200冤壳体支撑渊H 3220冤CL/1.5不适用*CL/1.5*1.1不适用CL/1.5*1.2CL/1.5*1.2不作要求不适用不适用不作要求表 1RCC鄄M 中限制结构过度变形的准则要求注院*代表需要基于规范其他要求进行评价曰*后的数值代表补充安全系数529化工机械2023 年化工机械1.3.2核电在役检查阶段规范要求服役安全评价阶段袁世界核协会渊WNA冤研究指出袁当结构的最大应变达到 0.5%时为对应结构的设计极限载荷袁 当结构的最大应变达到 5%或10%时为对应结构的塑性垮塌极限载荷咱13暂遥 文献咱14暂建议将 5%应变处的点作为双切线法确定结构塑性极限载荷的塑性段切线的切点袁结构应变超过 5%时即会发生总体塑性变形遥 EN 13445鄄3规范附录 B 指出袁承压设备及其部件中主结构应变最大值在正常运行工况下小于 5%袁 则可以通过总体塑性变形设计校核袁即总体塑性变形与塑性失稳之间仍有一定的安全裕度咱15暂遥1.3.3非核电参考规范要求相对于核电领域的应用技术规范内容袁ASME 规范第峪卷第域分篇提供了更为详细的两种渊局部冤塑性变形评价准则遥第 1 种准则为基于线弹性分析结果的简化评估袁 即薄膜和弯曲应力引起的 3 个主应力渊滓1尧滓2和 滓3冤的代数和不大于材料的 4 倍许用应力 S院滓1+滓2+滓3臆4S渊4冤第2 种准则为基于弹塑性分析的局部失效判别准则遥 考虑材料和结构的非线性袁计算评估点的主应力尧Von Mises 等效应力 滓e和等效应变着peq遥 考虑三轴应力度的极限应变 着L的计算式为院着L=着Lu窑 exp-琢sl1+m2蓸蔀滓1+滓2+滓33滓e-13蓸蔀蓘蓡渊5冤其中袁着Lu尧m2尧琢sl根据 ASME 规范峪卷确定遥若评估点等效应变 着peq满足下式袁 则该位置不会发生局部失效院着peq+着cf臆着L渊6冤其中袁着cf为成形应变袁若结构已进行热处理袁则 着cf=0遥2应用案例2.1矫形问题描述如图 2 所示袁某核电站系统旁路管道的外径为 33.7 mm袁壁厚为 2.6 mm袁材料为 316L遥 设计中袁管道内部工作介质为室温液体袁要求图 2 中标注的直管段具有向下的偏斜角度渊直管末端比起始端低 8 mm冤袁以利用自然重力排出设备中的液体遥 工程实际安装后袁发现直管末端比起始端高 8 mm袁具有了相反的偏斜角度袁未达到设计要求的工艺功能袁需要通过在线矫形达到设计要求的安装位置渊即图 2 中标注的直管段需要向下塑性变形 16 mm冤遥图 2管道基本信息2.2矫形技术方案如图 3 所示袁为对管道进行在线矫形袁制定了两种技术方案进行优化分析遥方案 1院在指定水平管的位置处分别施加 35 mm 和 38 mm 的垂直向下初始强制位移袁保持载荷 1 h 后袁去除强制位移袁核实管道剩余残余变形情况遥 方案 2院去除图2 中管道竖直方向的导向约束袁 在导向位置施加50 mm 水平初始强制位移袁 保持载荷 1 h 后去除强制位移袁核实管道剩余残余变形情况遥图 3矫形技术方案2.3结果分析矫形技术方案 1 的分析结果如图 4 所示遥 在指定的水平管位置施加 35 mm 的垂直向下初始强制位移后袁残余的管道变形可以满足修正安装530第 50 卷第 4 期化工机械化工机械图 5矫形技术方案 2 分析结果位置的目标 渊保留了 16 mm 的竖向方向残余位移冤遥 方案 1 强制变形过程中形成的渊单次冤塑性损伤最大位置为与容器连接 渊固定边界条件冤附近的管道弯头处袁最大塑性残余应变为 0.66%袁满足规范限值要求遥矫形技术方案 2 的分析结果如图 5 所示遥 方图 4矫形技术方案 1 分析结果531化工机械2023 年化工机械方案方案 1方案 2强制位移/mm353850塑性应变损伤可接受值5%渊RCC鄄M&ASME冤塑性位移/mm塑性位移目标值/mm塑性应变损伤/%160.660.720.72161816表 2两种技术方案对比案 2 同样可以达到预期要求袁但所需要施加的初始位移更大渊约 50 mm 的水平位移冤袁形成的损伤较方案 1 的大袁最大塑性残余应变为 0.72%渊方案1 形成同样的塑性损伤时能形成 18 mm 的垂直向下塑性位移冤遥两种技术方案对比结果见表 2袁可以看出袁两种方案均能达到预期的管道矫形效果袁且引起的塑性损失均能满足规范限制要求袁 但相比而言袁方案 1 需要施加的外部变形量更小袁形成的管道最大塑性损伤也更小遥3结束语笔者总结了核电站管道在线塑性矫形的技术要点袁并通过某工程实际案例进行了技术应用分析遥 案例研究结果表明袁笔者提出的两种方案均能达到预期的管道矫形结果袁且引起的塑性损失均满足规范限制要求遥 通过对比分析袁推荐使用施加外部变形和残余塑性应变更小的技术方案遥参考文献咱1暂FRANCIS H K袁CHRISTOPHER S L袁DAVID G D袁et al.Post Weld Overlay Residual Stresses in Dissimilar Met鄄al Welds Considering Various Butt Weld and Weld Re鄄pair Fabrication Sequences 咱C暂/Pressure Vessels andPiping Conference.NY袁USA院ASME袁2009院569-576.咱2暂CHEN M Y袁YU W W袁XUE F袁et al援3鄄D FE analyses ofWRS and simplified elastic鄄plastic fracture mechanicsassessment of a repaired weld 咱J暂.Nuclear Engineeringand Design袁2019袁341院124-136.咱3暂CHEN M Y袁YU W W袁XUE F袁et al援Three鄄dimensionalfinite element analyses of repair process and safetymargin assessment咱J暂.International Journal of PressureVessels and Piping袁2019袁172院283-294.咱4暂苏文献.承压设备强度数值模拟若干问题及其工程应用研究咱D暂援杭州院浙江大学袁2003援咱5暂王春辉袁高红波袁陈明亚袁等.基于流固耦合的压水堆主管道上充管嘴热疲劳研究咱J暂.化工机械袁2021袁48渊4冤院561-566曰570.咱6暂AFCEN.Design and Contruction Rules for MechanicalComponents of PWR Nuclear Islands院RCC鄄M 咱S暂.Paris院AFCEN袁2017.咱7暂ASME.ASME boiler and pressure vessel code Sec.欲要Appendix G院Protection against non鄄ductile failure咱S暂援New York院The American Society of Mechanical Engi鄄neers袁2007.咱8暂国家技术监督局援 压水堆核电厂核岛机械设备设计规范院GB/T 16702要1996咱S暂.北京院中国标准出版社袁1996援咱9暂中华人民共和国机械工业部袁 中华人民共和国化学工业部袁 中华人民共和国劳动部袁 等援 钢制压力容器要要要分析设计标准院JB 4732要1995渊2005年确认冤咱S暂.北京院中国质检出版社袁1995援咱10暂CHEN M Y袁YU W W袁SHI J H袁et al.Nonlinear FiniteElement Analysis of Class 1 Pressure Vessels咱C暂/In鄄ternational Conference on Nuclear Engineering.Nucle鄄ar Engineering Division袁2017.咱11暂郁杨天袁姚志刚袁李德知袁等.应变准则在承压设备分析设计中的应用咱J暂.压力容器袁2018袁35渊6冤院31-35.咱12暂British Energy.Assessment of the integrity of structurescontaining defects袁Revision 4 咱S暂.Gloucester院BritishEnergy Generation Limited袁2007.咱13暂吴海辉袁王峰照袁覃全宁袁等.基于焊接仿真的承压管道开孔设计分析 咱J暂.化工机械袁2022袁49渊2冤院334-338.咱14暂苏文献袁叶立袁郑津洋袁等.防止承压设备总体塑性变形的5%最大主应变准则咱J暂.压力容器袁2005袁22渊12冤院17-21.咱15暂The European Standard.Unfired Pressure Vessels要Part 3院Design院EN 13445鄄3咱S暂.London院British Stan鄄dards Institution袁2003.渊收稿日期院2022-07-22袁修回日期院2023-07-12冤532第 50 卷第 4 期化工机械化工机械效能相似分析咱J暂.化工机械袁2020袁47渊5冤院612-616曰682.咱7暂王小纯袁占细峰.基于CFD的搅拌反应罐内部流场的数值模拟咱J暂.轻工机械袁2013袁31渊1冤院9-14曰19.咱8暂吴梦楚袁吴长松袁梁佳赟袁等.6种常规搅拌器的剪切性能研究咱J暂.化学工程袁2017袁45渊8冤院68-73.咱9暂唐红叶.发酵法生产茁-胡萝卜素的搅拌反应器的流场分析咱D暂.天津院河北工业大学袁2013.咱10暂林伟振袁周勇军袁王璐璐袁等.改进型INTER鄄MIG桨尾涡结构的PIV试验与模拟 咱J暂.排灌机械工程学报袁2021袁39渊2冤院158-164曰171.渊收稿日期院2022-07-04袁修回日期院2023-07-11冤Influence of Four鄄pitched Blade鄄Rushton Combined Impellers withStabilizers on the Flow Field within Stirred TankSUN Zhong鄄zhou1,BAO Jian2,GAO Xiao鄄bin1,QIN Xiao鄄bo1,ZHOU Yong鄄jun1渊1.College of Mechanical and Power Engineering,Nanjing Tech University曰2.National Quality Inspection and Testing Center of Chemical Equipment 渊Jiangsu冤冤AbstractMaking use of CFD 渊computational fluid dynamics冤 simulate the flow field in a stirred tank e鄄quipped with the four鄄pitched blade鄄Rushton combined impeller with stabilizers was implemented to analyzethe variation law of flow pattern,velocity field and turbulent kinetic energy in a stirred tank at different speeds.The results show that,the agitator speed significantly influences both flow field and turbulent kinetic energydistribution within the stirred tank;when the rotating speed N=110 r/min,the flow pattern is radial flow patternin the stirred tank and the stabilizer has obvious effect of cutting and pushing fluid,and a high鄄speed vortex inthe middle area of the combined impellers in a stirred tank forms together with an optimal flow pattern in thestirred tank.Under the condition of this speed,the low speed area in the stirred tank tends to disappear and thespeed distribution is reasonable.At this time,the turbulent kinetic energy in the upper and bottom of the tankdisappeared in layers and the overall turbulent degree of the fluid in the stirred tank was higher,and the mixingeffect would be significantly enhanced.Key wordsstirred tank,four鄄pitched blade鄄Rushton combined impellers with stabilizers,CFD simulation,rotating speed,flow fieldStudy on On鄄line Rectification Technology of Nuclear Power Plant PipingBased on Plastic DeformationCHEN Ming鄄ya1,MA Ruo鄄qun2,LV Yun鄄he2,GAO Hong鄄bo1,LIN Lei1,ZHOU Shuai1,XU De鄄cheng1,PENG Qun鄄jia1渊1.Suzhou Nuclear Power Research Institute Co.袁Ltd.曰2.Nuclear and Radiation Safety Center袁 Ministry of Ecology and Environment冤AbstractBoth principle and evaluation criterion of on鄄line piping rectification were discussed.Aiming atthe piping with an initial installation deviation in a nuclear power plant,both direct elastic鄄plastic analysismethod and the FE numerical simulation method were adopted to test the feasibility of the on鄄line pipingrectification technology.The results show that,the two schemes proposed can achieve the expected results ofthe piping rectification,and the plastic damage caused by them complies with the codes.The contrastiveanalysis indicates that the technical scheme with lower external deformation and residual plastic strainshould be recommended.Key wordspiping,plastic deformation,on鄄line rectification,numerical simulation渊上接第504页冤533