基于非线性方法的核级双层容器及支承结构热棘轮效应研究.pdf
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1、第5 8 卷第2 期2024年2 月原子能科学技术Atomic Energy Science and TechnologyVol.58,No.2Feb.2024基于非线性方法的核级双层容器及支承结构热棘轮效应研究刘亚楠1,莫亚飞1,高付海1,李晓轩2(1.中国原子能科学研究院,北京10 2 413;2.中国机械科学研究总院,北京10 0 0 48)摘要:核级双层容器承担一回路压力边界和一回路冷却剂“纵深防御”包容的双重安全功能,是高温反应堆本体常用的一种结构形式。然而内层容器在瞬态工况下温度变化剧烈,内外层容器之间导热性能差,内外温差大,热棘轮效应是可能的重要失效机制。本文通过建立核级双层容器
2、及支承结构轴对称有限元模型,使用非线性方法分析其在热-机循环载荷作用下温度、应力和应变的响应,研究棘轮效应分布的规律和特征。结果表明:热棘轮效应显著,是该类容器的主要失效模式;热棘轮敏感区域分布具有多点式的特点,在内外层容器不同部位均有涉及;危险区域的塑性应变累积行为主要出现在循环温度载荷的降温阶段,应变增量随循环次数的增加逐步稳定。结论指出热棘轮效应是核级双层容器结构设计必须关注的重点问题,所建立的非线性分析方法是解决该问题的有效手段。本研究可为核级双层容器热棘轮分析以及一回路工况参数优化设计和应变监测测点布置提供重要方法指导。关键词:核级双层容器及支承结构;热棘轮;非线性方法;多点式分布;
3、工况设计中图分类号:TL35doi:10.7538/yzk.2023.youxian.0395Study on Thermal Ratchet Effect of Nuclear Double Walled Vessel andIts Supporting Structure Based on Nonlinear Method文献标志码:A文章编号:10 0 0-6 9 31(2 0 2 4)0 2-0 431-10LIU Yanan,MO Yafei,GAO Fuhai,LI Xiaoxuan?(1.China Institute of Atomic Energy,Beijing 10241
4、3,China;2.China Academy of Machinery Science and Technology Group,Beijing 100048,China)Abstract:The nuclear double walled vessel is a common structural form of high temper-ature reactor body,which assumes the dual safety functions of primary pressure bounda-ry and primary coolant“defense in depth co
5、ntainment.However,the temperature ofthe inner container changes dramatically under transient conditions,and the thermalconductivity of the inner and outer containers is poor.The temperature difference in theradial direction(between the inner and outer containers)and the height direction of thedouble
6、 walled vessel is large,and the temperature of the double walled vessel is easy toappear in the phenomenon that the temperature of the inside is higher than that of theoutside in the heating stage and the temperature of the inside is lower than that of theoutside in the cooling stage.The temperature
7、 distribution of the double walled vessel is收稿日期:2 0 2 3-0 6-0 1修回日期:2 0 2 3-11-0 1432not uniform and the thermal deformation is not coordinated,the thermal ratchet effect isa possible important failure mode for the main discontinuous position of the nucleardouble walled vessel.In this paper,a reaso
8、nable axisymmetric finite element model of anuclear double walled vessel and its supporting structure was established,and the accu-racy of the finite element model s temperature and stress analysis was verified.Thetemperature field under transient conditions was calculated by considering the three h
9、eattransfer modes of conduction,radiation and convection.The nonlinear stress and strainresponse of the structure under the heat-mechanical cyclic load was analyzed by consid-ering the elastic-plastic of the material and geometric large deformation of the structure.The law and characteristics of rat
10、chet effect distribution were studied based on the aboveanalysis results.The results show that the thermal ratchet effect is significant,which isthe main failure mode of this type of vessel.The thermal ratchet sensitive zone whichlocates at the main connection position of the double walled vessel of
11、 the supportingstructure has the characteristics of multi-point distribution,and different parts of theinside and the outside are involved among which the connection position of the innercontainers head and supporting ring is more sensitive.The plastic strain accumulationbehavior in the danger zone
12、mainly appears in the cooling stage of the cyclic temperatureload,and the strain increment gradually becomes stable with the increase of the numberof cycles.It is pointed out that the thermal ratchet effect is an important problem to bepaid attention to in the design of nuclear double walled vessels
13、 and the nonlinear analysismethod is an effective method to solve this problem.This study can provide importantmethod guidance for the thermal ratchet design of nuclear double walled vessels,theoptimal design of operating parameters of primary circuit and the arrangement of strainmonitoring points.K
14、ey words:nuclear double walled vessel and its supporting structure;thermal ratchet;nonlinear method;multi-point distribution;operating condition design双层容器是第4代反应堆容器的优选结构形式,内层为主容器,承载一回路冷却剂和相关设备,是一回路压力边界;外层为保护容器,位于主容器外部,在主容器发生泄漏时,起到包容的作用,因此双层容器具有更高的安全性1。反应堆容器在运行过程中往往承受复杂的热-机循环载荷,如启堆和停堆、压力波动、瞬态事件等,这些载荷
15、可能会导致结构出现如下力学行为2 1)完全弹性,即在结构中任一位置,载荷所产生的总应力低于材料的屈服强度;2)弹性安定,即在有限次数的循环后,材料行为变成完全弹性响应;3)塑性安定,即在反复载荷作用若干次后,累积塑性变形不再增加,形成稳定的交变塑性;4)渐进变形,即在反复载荷作用下,累积的塑性变形不断增加,最终导致结构的破坏;5)垮塌,即恒定载荷足够高,结构发生无原子能科学技术第5 8 卷限制的塑性流动,最终结构发生破坏。结构在热-机循环载荷下产生的渐进应变或变形增加的现象,称为热棘轮效应3-5 。当热棘轮引起的累积塑性应变过大,就会引起结构整体垮塌失效或局部断裂失效6-9。对于双层容器,由于
16、其结构和载荷特点,极易出现热棘轮,进而威胁反应堆一回路冷却剂边界的安全性。棘轮失效的设计方法纳入了各国规范,如美国规范ASMEL10、欧盟EN134451、英国规范R512、及法国规范RCC-MR13等,规范中给出了弹性、简化的弹塑性和塑性(非线性)限制准则。弹性和简化弹塑性方法简单保守,不能完全满足使用需求,非线性方法往往是双层容器在复杂热-机循环载荷141下分析评价的一种可行手段,然而规范中并未给出使用非线性方法的细化步骤,缺乏具体指导。双层容器是第2 期高温反应堆常用的结构形式,目前对于其棘轮失效模式及特点还未见报道,这使得工程师在实际工程结构的安定性设计和棘轮分析中仍旧存在困难。本文主
17、要是建立核级双层容器及支承结构的非线性热棘轮效应分析方法,并通过对双层容器热棘轮失效机制的分布规律及特征的探究总结,旨在为结构安定和棘轮设计、服役工况参数优化设计和应变监测测点布置提供方法指导。1双层容器热棘轮效应问题与分析方法1.1双层容器的结构特点和潜在热棘轮效应核级双层容器及支承结构的结构形式如图1所示,两层容器分别由筒体、支承环、底封头和支承筒组成,保护容器外侧包裹着保温层。内部部件和冷却剂的重量由主容器传递至保护容器支承结构。主容器内部承载着气压、静水压、液动压头压力和液体晃动压力等压力载荷。主容器内部冷却剂温度变化使整个容器温度随之变化。在反应堆瞬态工况下,主容器温度随着冷却剂温度
18、的改变发生剧烈变化,温度以热传导(金属和气体)和热辐射的方式传至保护容器,而保护容器由于保温层作用温度变化缓慢,导致两层容器内外和高度方向均存在着较大温差。温度分布的不均匀性使双层容器在总体变形协调过程中的多个不连续位置均出现热应力支承筒筒体1支承环1一支承筒1刘亚楠等:基于非线性方法的核级双层容器及支承结构热棘轮效应研究直接且有效的方式。1.2热棘轮效应分析和评价方法在双层容器设计寿期内,机械载荷以压力和重量载荷为主,其中气压为波动载荷;温度载荷随着反应堆的启动停止和瞬态事件的发生循环变化,是最主要的循环载荷。循环载荷构建是棘轮分析计算的重要前提条件,需全面考虑结构的寿期、工况、载荷组合、载
19、荷类型、载荷历程、循环周次等因素。根据不同工况类型定义循环,单个循环至少包含启动和停止过程,1个单独循环不能拆分为几个子循环。当循环类型较多时,为了提高分析设计效率可先对不同循环类型进行包络处理,即以一次加二次应力强度范围(弹性分析结果)较大的包络较小的;对于无法包络的情况,需确定循环加载的先后顺序,按照一次加二次应力强度范围大小的顺序依次发生,被认为是保守的。构建的某一循环类型下3次循环的热-机载荷时间历程曲线如图2 所示。一温度压1压力2T3T2/Y一筒休2T保温层2图2温度和压力循环载荷时间历程曲线气腔433较大的现象,在机械和温度载荷的循环作用下极易发生棘轮效应。双层容器因其特有的结构
20、特点和恶劣的服役工况较一般结构的热棘轮效应更加典型且显著,非线性方法是探明该问题循环1循环2时间/hFig.21Time history curves of temperature andpressure cyclic loadsP4P3P2P1循环3底封头1图1核级双层容器及支承结构示意图Fig.1 Schematic diagram of nuclear double walledvessel and its supporting structure通常双层容器长时间服役温度低于材料支承环2变温度,虽存在短时超温现象,但仍属于低底封头2温容器。根据ASME规范要求,低温容器塑支承筒2性分析
21、考虑实际材料的应力应变关系和应力重新分布来计算结构在给定载荷下的状态,可以考虑应变硬化,也可以考虑几何形状的变化,或两者均考虑。循环加载过程中可根434据塑性最大主应变的变化判断结构力学行为,根据总主应变判断结构变形是否符合设计要求。一般来说,循环类型和周次特别多,逐个循环全部计算的时间成本特别高,为了提高设计效率,可以首先查看有限个(i个)循环的结果,观察结构出现塑性应变的位置对危险位置进行识别,并提取各危险位置塑性应变时间历程变化曲线,根据累积和单个循环内塑性应变变化规律对各危险位置进行力学行为分析、有限元继续计算必要性判断及总棘轮应变计算。累积塑性应变的变化主要有两种情况,情况不同处理方
22、法不同。情况1:累积塑性应变不再增加。1)单个循环内的塑性应变ep不再增长,则达到弹性安定,此时棘轮总应变为i个循环内产生的弹塑性应变和,即:E总=Eei十epi其中:eei为总弹性应变;epi为总塑性应变。2)单个循环内的塑性应变p变化,形成了稳定的交变塑性,则达到塑性安定,此时棘轮总应变计算方法同1。情况2:累积塑性应变增加。1)若单个循环中累积塑性应变增加量(s p i=C,C0)稳定,此时不再需要继续开展开始非线性分析塑性应变增量(Aep,=p,-ep(-1,1is p(i-1))增加,则继续开展有限元分析至寿期末得到结构棘轮总应变,即:总=Eei+epi+Aep(i+1)+Aep(i
23、+2)+Aepm如果结构出现安定和棘轮,危险位置总应变均需在指定寿期内满足变形限制要求。ASME-NB对于规定的最小屈服强度与抗拉强度之比小于0.7 的材料,只要求结构上任何一点的最大累积局部应变不超过5%。基于上述过程,建立的核级双层容器及支承(1)结构的非线性棘轮效应分析方法流程图如图3所示。2典型案例计算分析本节以某316 H材料核级双层容器为例,详细阐述该双层容器及支承结构热-机循环载荷作用的非线性分析过程,揭示容器的热棘轮效应典型行为特征。循环载荷时间历程弹塑性本构几何大变形ApAep(-1)棘轮棘轮e总=en+epi+(n-i)Aepi(2)(3)总5%结束图3非线性方法分析流程图
24、Fig.3Analysis flow chart by nonlinear method第2 期2.1有限元计算模型建立一般采用实体单元建立三维有限元模型用于分析,考虑该双层容器具有薄壁、大尺寸和轴对称的结构特点,其主要的载荷也呈轴对称分布,同时温度载荷存在计算量较大的问题(该双层容器间传热方式主要是热传导和热辐射),因此选择采用轴对称有限元模型进行温度、应力和应变场的分析。温度场计算所需材料参数为随温度变化的316 H和保温层材料的密度、导热系数、热扩散率,此外包含316 H材料的黑度;线弹性和非线性应力和应变场计算所需材料参数为随温度变化的316 H材料的弹性模量、密度、泊松比和屈服强度,
25、具体数值详见ASMEIID 篇15 。非线性分析采用弹性-理想塑性本构,同时考虑几何非线性。采用PLANE77(结构体和保温层热传导单元)、LINK31(气腔内结构表面辐射线单元)和MATRIX50(辐射矩阵超单元,用于计算气腔内多个辐射面间角系数矩阵)单元建立容器和保温层温度场计算模型,采用PLANE183单元建立容器应力和应变场计算模型,模型如图4所示。图4双层容器及支承结构有限元模型Fig.4Finite element of nuclear double walledvessel and its supporting structure该双层容器及支承结构边界条件如图5 所示,边界1为
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