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基于 R C CM与 A S M E的核 2 ／ 3级管道 应力评定比较 刘锐 ， 李铁萍， 张春明 环境保护部核与辐射安全中心， 北京1 0 0 0 8 2 摘要 R C C M 法国压水堆机械设备制造与设计规范 和 A S ME 美 国机械工程师协会标准 为 目 前核电厂广泛采用 的技术标准 ， 两者对压水堆核 2 ／ 3级管道应力评定 的规定相似但不完全相 同。 论述了核2 ／ 3 级管道应力分析及评定的方法； 总结了R C C M规范和 A S M E标准对核2 ／ 3级管道 应力评定的要求 ， 比较 了不 同载荷工况 下两者的差异； 以某管道为例， 应用 P I P E S T R E S S软件分别 按照 R C CM规范和 A S ME标准对其进行应力评定。结果表 明 总应力计算结果 与应力增强系数 和一次应力指数关系密切 ， R C CM 规范侧 重压力 的影 响， A S ME标准侧重 自重及偶然荷载 的影 响。在 内压为零及 内压不大的情况下， A S ME相对 R C C M 更偏于安全。而对于 内压较大， 自重及 偶然荷载的影响较小的情况下， R C CM相对 A S ME更偏于安全。 关键词 核 2 ／ 3级 ； 管道 ； 应力评定； R C CM； A S ME 中图分类号 T H 4 9 ； T L 3 5 ； T一 6 5 1 文献标识码 B 文章编号 1 0 0 1- 4 8 3 7 2 0 1 3 0 3- 0 0 5 2 0 5 d o i 1 0 ． 3 9 6 9 ／ j ， i s s n ． 1 0 0 1 4 8 3 7 ． 2 0 1 3 ． 0 3 ． 0 0 9 Co mpa r i s i o n b e t we e n RCC - M a n d AS M E f o r S t r e s s Ev a l ua t i o n o f Nu c l e a r S a f e t y Cl a s s 2 ／ 3 Pi pe s LI U Rui ， LI Ti ep i ng， ZHANG Ch un m i n g N u c l e a r a n d R a d i a t i o n S a f e t y C e n t e r ， Mi n i s t r y o f E n v i r o n m e n t a l P r o t e c t i o n ， B e i j i n g 1 0 0 0 8 2 ， C h i n a A b s t r a c t R C CM D e s i g n a n d C o n s t r u c t i o n R u l e s f o r Me c h a n i c a l C o m p o n e n t s o f P N u c l e a r I s l a n d s a n d A S ME A m e r i c a n S o c i e t y o f Me c h a n i c a l E n g i n e e r s a r e w i d e l y u s e d i n C h i n a ． T h e y a r e s i mi l a r s p e c i fi c a t i o n s wi t h d i f f e r e n c e s ． I t d i s c u s s e s t h e s t r e s s a n a l y s i s a n d e v a l u a t i o n me t ho d s f o r n u c l e a r s a f e t y c l a s s 2 ／ 3 p i p e s ， s u mma r i z e s t h e r e q u i r e me n t s o f RCC M a n d AS ME a b o u t s t r e s s e v a l ua t i o n a n d e o mp e s t h e d i f f e r e n c e s ． S u c h a s t h e a pp l i c a t i o n o f P I P ES TRESS for t h e e v a l u a t i o n o f s t r e s s ， r e s p e c t i v e l y a c c o r d i n g t o RC C M a n d AS ME， s h o w s t h a t t h e t o t a l s t r e s s c alc u l a t i o n r e s u l t s i s c l o s e l y r e l a t e d t o s t r e s s i n c r e a s e C O - e ffi c i e n t a nd s t r e s s i nd e x ． RCC M s t a n d a r d f o c u s e s o n t h e i n flue n c e o f pr e s s u r e， a n d AS ME s t a n d a r d f o c u s e s o n t h e i n flu e n c e o f g r a v i t y a n d a c c i d e n t a l l o a d i n g ． Wh e n t h e i n t e r n al p r e s s u r e i s l e s s e r ， A S ME i s r e l a t i v e l y s afe r ． Wh e n t h e i n t e r n a l p r e s s u r e i s b i g g e r ， a n d t h e g r a v i t y a n d a c c i d e n t a l l o a d i n g i s l e s s e r ， RC C M i s r e l a t i v e l y s a f e r ． Ke y wo r d s s a f e t y c l a s s 2 ／ 3； p i p e s ； s t r e s s e v a l u a t i o n； RCC M ； ASME 52 第 3 0卷第 3期 压 力 容 器 总第 2 4 4期 0引言 核 2 ／ 3级管道对核电站 的安全运行提供了重 要保障。对于核级管道的应力评定 ， 各国采用 的 标准并不相同， 主要有 以法 国为代表 的 R C CM 规范和以美 国为代表的 A S M E标准。 目前国内关 于核级管道的应力评定还没有统一的标准。在建 的核 电 站 中 ， 以 宁 德 为 代 表 的 二 代 加 堆 型 C P R l I 0 0的核级设备采用 R C CM规范 2 0 0 0及 2 0 0 2补遗 ， 以三 门、 海 阳 为代 表 的 三 代 堆 型 A P 0采用 A S ME标准 1 9 9 8及 2 0 0 0补遗 。这 两种标准均保证 了核级管道 的正常运行。 然而， 业主和管理者一直探索对 A S M E和 R C CM规范之间 比较 ， 目的在于研究不 同规范 之间的等效性 ， 确保核电安全及采用最新技术降 低建造成本 、 减少取证所费 的精力 。文献 [ 1 ] 对 比分 析 了核 电厂 2级 承 压 管道 抗 震设 计 规 范 R C CM和 A S M E， 文献[ 2 ] 基于核安全 2 ， 3级压 力容器水压试验进行了 R C CM与 A S M E的对 比分 析 ， 文 献 [ 3] 研 究 了设 备 制造 中 A S ME与 R C C M规范的区别。文中结合管道应力评定的 一 般途 径与方法 ， 基于 以上两种 国外标准 ， 对核 2 ／ 3级管道不同载荷工况下 的评定准则进行对 比 分析， 并利用算例展现计算结果。 1 应力分析与评定方法 一 般来说 ， 管道为三维空间走 向， 由一条或多 条主管线及数条支管线组成， 准确的结构参数是 一 切计算的出发点 。管道应力分析和评定主要包 括以下几个方面 。 。 1 根据设计要求确定每类工况下管道承受 的载荷 ， 大致可分为 5类 1 压力载荷 每种工况下运行的管道可能存 在几种不同压力温度组合 ， 应根据最不利 的组合 确定管道 的计算压力 ； 2 持续外载 包括 管道 自身载荷 管子 及其 附件的重量、 管内介质重量、 管外保温的重量等 及其他集中和均布的持续外载； 3 热胀和 固定点热位移 管道 由安装状态过 渡到运行状态 ， 由于管 内介质的温度变化 ， 管道产 生热胀冷缩使之变形 ； 与设备相连接 的管道 ， 由于 设备的温度变化而出现端点位移 ， 也使管道变形 ； 4 偶然性载荷 它包括地震载荷及安全 阀动 作产生的冲击载荷等； 5 单独的非重复的锚 固件位移 例如预计 的 建筑物下沉。 2 载荷组合 按设计要求分别将每类工况 所考虑的载荷进行组合计算。 3 建立管道几何模型， 详细模拟管道各种 特性参数 如管道布置、 尺寸、 材料、 质量、 焊式、 阀门等 ， 同时加人管道支架和锚固点约束。 4 进行求解计算并得到结果 ， 在动力分析 前 ， 进行模态分析 。 5 进行应力评定 ， 按 照设 计规范的相关公 式校核应力 。 2 A S ME和 R C CM评定准则对比 R C CM 规范 和 A S ME标准 为 目前 核 电厂设备 、 系统 、 部件所遵循 的主要技术标准， 均 从“ 反应性控制、 余热排出和放射性物质包容” 安 全功能考虑， 将设备分为安全级和非安全级， 其中 安全级又分为安全 l 级 、 2级和 3级。对于设备运 行工况 ， 两者均划分为设计 、 正常 、 异常 、 紧急及事 故工况 ， 与之对应 的应力准则级别 分别为 O， A， B， C， D级 。 2 ． 1 O级 准则 2 ． 1 ． 1 R C CM O级准则 由设计压力 、 重量 、 其他持续荷载产生的应力 总和不应超过 |s ， 即 s 乩 0． 7 5i M A 1 式 中P 设计压力 ， MP a D 管道外径 ， mm f 管道公称壁 厚 即最小壁厚加 上制 造公差 ， m m 应力增强系数 ， 0 ． 7 5 i ≥1 由重量和其他持续性载荷引起的 合力矩 ， N m m z 管道截面模量 ， mm Is 设计温度下材料的基本许用应力， MPa 2 ． 1 ． 2 A S ME设计工况准则 由设计压力 、 重量 、 其他持续荷载的影响必须 5 3 C P V T 基于 R C CM与 A S ME的核 2 ／ 3级管道应力评定比较 V o 1 3 0 ． N o 3 2 0 1 3 满足式 2 s 5 s 2 其 中 P， D 。 ， t ， MA ， Z， S 的定 义与式 1 相 同， B ， B 为一次应力指数。 2 ． 2 A级 和 B级 准则 2 ． 2 ． 1 R C CM A级和 B级准则 对于指定为 A级和 B级使用 限制的载荷 ， 有 如下限制 1 热膨胀产生的应力变化范围不超过 ， 即 s ≤5 3 s E ≤5 A 3 式 中 。 热 膨 胀 产 生 的 力 矩 变 化 范 围， N mm Js 热膨胀应力允许的应力变化范围， MPa 2 由压力 、 重量 、 其他持续荷载产生 的应力 和热膨胀产生的应力变化范围总和满足 Js 晒 0． 7 5i M A 7 5 i 4 Js 晒 ≤s ．s A 4 3 由于锚固点的任何单独 的非重复性位移 产生的应力满足 i M o ≤3 S c 5 式中 由于锚固点的任何单独非重复性 位移 如建筑物的沉 陷 产生的合 力矩 ， N m m S 室温下材料的基本许用应力 ， MP a 对于指定为 B级使用限制的载荷 压力、 重 量、 其他持续和偶然载荷产生的应力总和不应超 过 1 ． 2 S h ， 即 s 0 ． 7 5 i 2 ．s 6 式中P ⋯所考虑工况下的最大压力 ， MP a 偶然载荷产生的合力矩， N m m 2 ． 2 ． 2 A S ME A级和 B级准则 对于指定为 A级和 B级使用限制的载荷， A S ME包含有 R C CM相 同的规定 ， 并且增加交 变动载荷 的影响 ， 应满足 s 2 ． 0 S 7 式中 交变动载荷 惯量及锚 固件位移影 响产生的合成力矩值， N m m 对于指定为 B级使用 限制 的载荷 ， 压力 、 重 量、 其他持续载荷和偶然载荷满足式 8 的要求 ， 但不大于 1 ． 5 S 5 为所 考虑 的载荷相对应温度 下的材料屈服强度 ， MP a ．s 日1 B2了MAMs 8 S 8 2 ． 3 C级和 D级准则 2 ． 3 ． 1 R C CM C级和 D级准则 R C C M C级和 D级准则与 R C C M B级准 则类似 ， C级准则将式 6 右边的系数 1 ． 2替换为 1 ． 8 ； D级准则将式 6 右边的系数 1 ． 2替换为 2 ． 4 。 2 ． 3 ． 2 A S ME C级和 D级准则 A S ME C级和 D级准则与 A S ME B级准则类 似， C级准则将式 8 右边采用的许用应力是2 ． 2 5 5 ， 但不大于 1 ． 8 S ； D级使用限制将式 8 右边 采用的许用应力是 3 ． 0 Js ， 但不大于 2 s 。 3 A S ME和 R C C M评定侧重点对 比 3 ． 1 0级 设计工况 准则对比 为进一 步 比较 两者 系数 的对 应关 系， 将 式 2 转换如下 1 ． 3 3 3 B 0 ． 6 6 7B2 M a 9 对比式 1 和 9 ， 其 O级准则的差别在于系 数 1 ． 3 3 3 Bl ， 0 ． 6 6 7 B 2 ， 1 ， 0 ． 7 5 i 的值 。 3 ． 2 A级和 B级 准则对 比 可以看出， 对于指定为 A级和 B级使用限制 的载荷 ， A S M E除了 R C CM相同的规定外 ， 还包 含了交变动载荷的影响 ， 对于指定为 B级使用 限 制的载荷 ， 将式 8 转换如下 3 3 B 0． 6 6 7 B2 2s 1 0 对 比式 6 和 1 0 ， 其 B级准则的差别在于 系数 1 ． 3 3 3 B 1 ， 0 ． 6 6 7 B 2 ， 1 ， 0 ． 7 5 i 的值。 3 ． 3 C级和 D级准则对比 同理 A S ME C级准则公式转换为 O ． 8 B z 8 ．s A S ME D级准则公式转换为 1 ． 6 O ． 8 B z 4 ．s 2 第 3 O卷第 3期 压 力 容 器 总第 2 4 4期 式 1 1 ， 1 2 与 R C CM C级和 D级准则的 差别在于系数 1 ． 6 B ， 0 ． 8 B 2 与 1 ， 0 ． 7 5 i 的值。 从表 1 可以看出， 应力计算结果与应力增加 系数和一次应力指数有很大关系。 表 1 准则差别 系数对 比 使用 R C CM A S ME 限制 公式 系数 公式 系数 O级 1 1 O ． 7 5 i 9 1 ． 3 3 3 B ， O ． 6 6 7 B B级 6 1 0 ． 7 5 i 1 0 1 ． 3 3 3 B l O ． 6 6 7 曰 C级 6 1 0 ． 7 5 i 1 1 1 ． 6 曰， 0 ． 8 B D级 6 l 0 ． 7 5 i 1 2 1 ． 6 Bl O ． 8 日 4 算例 某核电站 2 ／ 3级管道布置如图 1 所示， 管道 材料为 S A一3 3 5 G R P 1 1 ， 管道参数说 明见 表 2 。 设计压力 8 ． 1 7 MP a ， 设计温度 3 1 5 ． 6 o C， 此管 系 中设有 1 2个支架 ， 支架的约束方 向D I R在图 1中 标注。为保证计算的准确性 ， 图中节点 1 0到 1 1 、 1 3 9到 1 4 0模拟的是安全壳贯穿件部分 。整个管 系有 2个重 2 6 0 k g的阀门 和 ， 1 个重 9 k g 的阀门 。 表 2 管道参数 图 1 管系布置模型 表 4 。 管道 抗震 外径 壁厚 安全 管线号 介质 等级 类别 ／ m m ／ mm 要求 枷 l 2 I 水 1 4 1 ． 3 6 ． 5 5 是 Z O 0 2 曰 3 I 水 1 4 1 ． 3 6 ． 5 5 是 加0 3 曰 3 I 水 1 4 1 ． 3 6 ． 5 5 是 O 0 4 3 I 水 1 4 1 ． 3 6 ． 5 5 是 ￡ 0 0 5 曰 非核级 I 水 3 3 ． 4 4 ． 5 5 否 为了更好地对 比 R C CM 和 A S ME， 在计算 中采用相 同的楼 层反应谱及 相 同的动态时程载 荷 ， 热膨胀工况采用相同的温度和压力 ， 不同工况 下 的应力组合见表 3 加 。分析软件使用 P I P E S ． T R E S S 。应用不 同规范评定应力较大部位结果见 表 3 不 同工况下的应力组合 工况号 载荷组合 使用限制 1 0 0 设计压力 自重 O级 1 1 0 正常／ 异常热胀载荷 A ＆ B级 正常／ 异常运行压力 热胀载荷 1 2 0 A B级 自重 1 3 0 单独的非重复的锚固件位移 A ＆ B级 1 4 0 异常运行压力 自重 偶然载荷 B级 1 5 0 紧急运行压力 自重 偶然载荷 C级 1 6 0 事故运行压力 自重 地震 D级 1 7 0 事故运行压力 自重 地震 时程力 D级 C P V T 基于 R C CM与 A S ME的核 2 ／ 3级管道应力评定 比较 V o 1 3 0 ． N o 3 2 0 1 3 表 4 不同工况下最大应力对比 R C CM 2 0 0 0及 2 0 0 2补遗 A S M E 2 0 0 4 工 况号 压力 弯矩 总应力 最高应力比 压力 弯矩 总应力 最高应力 比 1 0 0 3 3 ． 9 8 2 ． 8 2 3 6 ． 8 0 ． 3 8 1 2 9． 3 3 2 ． 9 5 3 2 ． 2 8 0 ． 2 2 3 l l O 0 1 4 4． 2 5 1 4 4 ． 2 5 0 ． 8 2 7 0 1 5 0 ． 9 1 5 0． 9 0 ． 8 6 5 1 2 0 4 7 ． 3 5 1 4 5 ． 1 8 1 9 2． 5 3 0 ． 6 8 1 4 0． 8 7 l 5 1 ． 8 8 1 9 2． 7 5 0 ． 6 8 2 1 3 0 0 2 8 ． 4 2 8 ． 4 0 ． 0 8 2 0 2 9 ． 7 1 2 9 ． 7 1 0 ． 0 8 6 1 4 0 4 7 ． 3 5 3 ． 6 9 5 1 ． 0 4 O ． 4 4 l 4 0． 8 7 3 ． 8 6 4 4 ． 7 3 0 ． 2 7 9 1 5 0 3 3 ． 9 8 3 ． 6 9 3 7 ． 6 7 0 ． 2 1 7 2 9． 3 3 3 ． 8 6 3 3 ． 1 9 0 ． 1 7 2 1 6 o 0 ． 1 8 5 4 ． 5 5 5 4 ． 7 3 0 ． 2 9 7 O ． 1 1 8 2 ． 1 5 8 2 ． 2 6 0 ． 3 8 5 1 7 0 0 ． 1 8 5 8 ． O l 5 8 ． 1 9 0 ． 3 1 6 0． 1 1 8 7 ． 3 8 8 7． 4 9 0 ． 4 0 9 从表 4可以看 出， 管道的最大应力满 足 R C C M规范和 A S ME标准 ， 在相同的工况下 ， R C C M规范应力评定 时更侧重于压力 的影响 ， A S ME 规范则更侧重于考虑 自重及偶然荷载的影响 ， 在 内压为零及内压不大的情况下 工况 1 1 0 ， 1 3 0 ， 1 6 0 ， 1 7 0 ， A S ME相对 R C CM 更偏 于安全。而 对于内压较大 ， 自重及偶然荷载 的影响较小 的情 况下 工况 1 0 0， 1 4 0 ， 1 5 0 ， R C CM 相对 A S ME 更偏于安全。总应力计算结果与应力增强系数和 一 次应力指数的关系密切。 5 结论 以某核 2 ／ 3级核管道为例 ， 对 R C CM 规范 和 A S ME标准进行了对比研究 ， 得出结论如下 1 由于 R C C M规范是在 A S M E标准第三 卷基础上结合了大量法国核 电制造规程发展起来 的， 标准之间有很多相似之处； 2 对于指定为 A级和 B级使用限制的载 荷 ， A S ME包含有 R C CM相同的规定 ， 并且增加 交变动载荷的影响； 3 总应力计算结果与应力增强系数和一次 应力指数关系密切； 4 R C C M规范应力评定时更侧重于压力 的影响， A S M E标准则更侧重于考虑 自重及偶然 荷载的影响， 在内压为零及内压不大的情况下， A S ME相对 R C CM更偏于安全。而对于内压较 大， 自 重及偶然荷载的影响较小的情况下， R C C M相对 A S ME更偏于安全。 56 ． 参考文献 [ 1 ] 白文婷， 戴君武， 冯国忠， 等． 核电厂核 2级承压管 道抗震设计规范对比分析[ J ] ． 核动力工程 ， 2 0 1 1 ， 3 2 5 5 9 6 3 ， 6 8 ． [ 2 ] 王磊， 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2北京市海淀区红 联南村 5 4号环境保护部核与辐射安全中心， Em a i l l i ． u r u i 一1 9 8 5 y e a h ． n e t 。