反应堆GGR系统辅助管系稳态振动评估与振动疲劳寿命分析.pdfVIP

第32卷第2期 核动力工程 Vbl-32．No．2 201 l 年4月 NuclearPOwer r．201l Engineering Ap 文章编号：0258-0926(2011)02-0039-05 反应堆GGR系统辅助管系稳态振动 评估与振动疲劳寿命分析 王兆希1一，薛飞1一，龚明祥1，遍文新1，林磊1，刘鹏1 (I．苏州热工研究院，江苏苏州，215004；2．清华大学。北京．100084) 法，提出一套用于核电站小支管振动评估及振动疲劳寿命分析的方法，应用该方法对国内某核电站汽轮机润 滑顶轴盘车(GGR)系统的辅助小支管振动问题进行评估研究，并计算了小支管系统的允许有效速度。根据 振动速度的测量和计算结果进行敏感性评估；采用响应谱计算方法对管座处的应力水平进行计算，并与允许 振动交变应力进行比较；采用瞬态动力学方法对管座处的应力时程响应进行计算，根据Miners线性损伤累 积模型对管座的振动疲劳寿命进行评估。结果表明谱响应计算得到的振动交变应力幅值高于评估准则的振动 交变应力允许值，该管线属于振动敏感管线；而通过瞬态振动寿命计算得到稳态振动疲劳寿命远远高于设计 寿命，有较大的安全裕量。 关键词：小支管；核电站；振动评估；振动疲劳寿命 中图分类号：TL353+．1l文献标识码：A 1 前言 体系，提出一套辅助管系小支管振动评估方法， 经验表明，在核电站面临的诸多安全问题中， 应用该方法对国内某核电站汽轮机润滑顶轴盘车 轻水堆(LwR)核电站的小支管振动疲劳失效占系统(GGR)辅助管系的振动和振动疲劳寿命进 有突出地位Il~3j。 行评估。 统计发现，美国核电站小支管管系韵疲劳 失效主要发生在支管套焊部位【3J，失效模式是低 2小支管振动评估流程与评估方法 应力高周疲劳。产生振动疲劳的主要因素有以下 结合ASM巳和EDF的评估体系，小支管振 方面【4】：①导致管系振动的激振源；②容易导致 动采用的评估流程如图l所示。根据图l的评估 疲劳的几何构件；③导致管系固有频率降低的支 流程，对小支管振动进行评估，具体的评估方法 撑等。 如下【6】： Ma凇和Geo唱e对法兰的套焊进行了疲劳 系统内所有小支管l 试验【51，结果表明，对于质量良好的套焊易发生 I 典型的高周振动疲劳，疲劳裂纹与焊趾位置和应 先天敏感性筛选l I 力水平关系密切。 目视检查 I 目前，国际上较为通用的管道振动评价规范 I 现场振动测量I 2000 是美国机械工程师标准AS№OM-s／G I PART3。ASME给出了评价管系振动的一般方法 l计算允许速度I I 和步骤，将振动管系分为目视检查监测、位移／