Mechanical Analysis of Pressure Vessels and Main Pipes under Steam Explosion Loads
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摘要: 针对华龙一号反应堆压力容器（RPV），研究其在假设蒸汽爆炸载荷下RPV和主管的力学响应。通过建立有限元模型并根据瞬态结构分析方法开展数值分析，得到了RPV和主管道的变形、应力和应变结果。计算结果表明：RPV在600、800、1000℃下的失效载荷分别为1/20、1/50和1/100设计载荷；最大等效应力/应变均位于接管附近；主管道大部分区域应力未超过管道屈服应力。本研究可为RPV极端载荷下的结构完整性分析提供技术支持。
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关键词:
- 反应堆压力容器（RPV） /
- 蒸汽爆炸 /
- 主管道 /
- 数值分析
Abstract: The mechanical response of HPR1000 reactor pressure vessel (RPV) and its main pipe under the hypothetical steam explosion load is studied. Through the establishment of the finite element model and the numerical analysis according to the transient structure analysis method, the deformation, stress and strain results of RPV and the main pipeline are obtained. The results show that the failure loads of RPV at 600℃, 800℃ and 1000℃ are 1/20, 1/50 and 1/100 design loads respectively; The maximum equivalent stress/strain is located near the nozzle; The stress in most areas of the main pipe does not exceed the yield stress of the pipe. This study can provide technical support for structural integrity analysis of RPV under extreme load.-
Key words:
- Reactor pressure vessel (RPV) /
- Steam explosion /
- Main pipe /
- Numerical analysis
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0. 引 言
压水堆核电厂在发生严重事故堆芯熔化后，可能进一步导致反应堆压力容器（RPV）熔穿，一旦堆腔内有水，堆芯熔融物将与水相互作用（FCI）。蒸汽爆炸是FCI的可能后果之一，此过程将产生巨大的能量和压力波，进而威胁安全壳的完整性[1]。RPV外蒸汽爆炸可能损坏堆坑构筑物或造成主回路系统及相连系统的位移，从而威胁安全壳的完整性，是目前核电厂安全关注的重点问题之一，也是国内外各个研究机构的研究热点问题之一。
针对蒸汽爆炸，国内外学者开展了一系列蒸汽爆炸数值研究。Theofanous[2]开展了RPV外部注水冷却下结构完整性研究，得到温度/压力随时间变化过程。Leskovar[3-4]开展了FCI现象参数敏感性分析。Ahn[5]开展了APR1400 RPV外蒸汽爆炸压力载荷不确定性分析。Moriyama[6]获得蒸汽爆炸载荷的概率分布。Grishchenko[7]开发了北欧沸水堆全模型和简化模型，用以开展蒸汽爆炸风险评估。
黄熙[8]和钟明君[9]对1000 MW级核电厂岭澳核电站二期安全壳内部结构建模，研究了蒸汽爆炸过程中堆腔内不同位置的压力、冲量变化趋势以及触发时间对爆炸产生冲量大小的影响。张荣金等[10]通过对百万千瓦级核电站安全壳建模，开展堆外蒸汽爆炸影响因素敏感性分析。李春等[11]针对华龙一号核电厂RPV外蒸汽爆炸现象进行了分析，得到蒸汽爆炸压力沿堆腔侧壁高度的对比，为制定华龙一号核电厂严重事故管理策略提供参考。
从国内外研究现状可以看出，关于蒸汽爆炸载荷下RPV力学分析方面的研究报道较少，因此有必要开展蒸汽爆炸载荷下RPV力学响应分析，以获得RPV关键力学参数，为RPV严重事故缓解提供参考。因此，本文针对华龙一号RPV建立有限元分析模型，结合瞬态结构分析方法，开展RPV和主管道数值分析。通过分析获得RPV和主管道变形、应力和应变等关键力学参数，对于预测极端载荷下RPV力学行为演化具有重要作用，旨在为开展极端载荷下RPV结构完整性研究提供参考。
1. 分析方法
以华龙一号RPV为参考，对RPV模型进行一定简化并建立有限元模型，包括RPV、进口管、出口管和混凝土支撑等，其中主管道包括3根进口管和3根出口管，如图1所示。
以华龙一号设计蒸汽爆炸载荷为基准，根据不同温度下RPV材料特性对载荷进行适当调整，对RPV外壁面不同位置施加不同的压力脉冲载荷，约束6根主管道一端的所有自由度，以及混凝土支撑底部自由度。利用ANSYS Workbench的瞬态结构分析模块求解获得不同温度和不同载荷下RPV、主管道和支撑应力分析结果，确定不同温度下RPV失效极限载荷、主管道和RPV接触结果以及支撑应力状态。
2. 分析实例
2.1 材料属性
RPV材料为国产A508-III钢，表1给出了不同温度下的力学参数。
表 1 力学参数Table 1. Mechanical Parameter温度/℃ 弹性模量/GPa 屈服应力/MPa 抗拉强度/MPa 热导率/[W·(m·℃)−1] 比热容/[J·(kg·℃)−1] 热膨胀系数/10−6℃−1 20 200 475 594 42.02 0.517 10.8 100 190 416 544 44.10 0.537 12.4 200 190 398 542 44.10 0.577 14.0 300 190 423 593 42.02 0.616 14.9 400 170 369 512 40.47 0.676 16.4 600 118 243 276 36.32 0.875 14.4 800 30 50 74 24.64 0.736 18.1 1000 36 18 30 47.90 2.699 18.7 1050 30 14 25 47.90 2.699 20.6 2.2 求解设置
华龙一号蒸汽爆炸设计压力载荷如图2所示。对RPV外壁面不同位置施加相应的压力载荷，约束6根主管道一端的所有自由度，以及混凝土支撑底部自由度。
图 2 不同位置的蒸汽爆炸设计压力载荷Figure 2. Design Pressure Load for Steam Explosion of Different Locations2.3 分析结果
2.3.1 RPV极限载荷
蒸汽爆炸发生时，RPV的温度并不确定，本文只能作一些假设计算，分别计算了温度为600、800、1000℃下RPV的失效极限载荷。以1000℃为例，不同载荷下RPV等效应力随时间变化曲线如图3所示。RPV温度为1000℃时，失效极限载荷为1/200设计载荷；RPV温度为800℃时，失效极限载荷为1/50设计载荷；RPV温度为600℃时，失效极限载荷为1/20设计载荷。
图 3 不同载荷下RPV等效应力-时间曲线Figure 3. Equivalent Stress-Time Curves of RPV under Different Loads2.3.2 RPV变形结果
RPV为1000℃时，RPV总体变形如图4所示。最大总体变形随着时间推移而逐渐增大。在载荷较小时（例如1/50设计载荷及以下），RPV总体变形比较小，最大变形值不超过50 mm；在载荷较大时（例如1/20设计载荷及以上），RPV总体变形比较大，最大变形量超过700 mm，且无法得到收敛计算结果。
2.3.3 RPV应力结果
图5给出了温度为1000℃时RPV在极限载荷下的应力分析结果，接管区域应力较大，最大等效应力为34.425 MPa，均位于接管连接段或者接管区附近。由于此处为RPV与主管道连接区域，因此可能出现应力集中。
2.3.4 RPV应变结果
图6给出了温度分别为1000℃时RPV在极限载荷下的应变分析结果（无量纲），接管区域应变较大，最大应变为0.017004，位于接管连接段或者接管区附近。此处为RPV与主管道连接区域，可能出现应变较大的情况。
2.3.5 主管道应力结果
图7给出了1000℃对应的极限载荷下主管道的应力分析结果，最大等效应力为271.36 MPa，出现在主管道远端约束区域，此处由于固定所有自由度，因此会出现应力集中。管道接近RPV的大部分区域应力未超过管道屈服应力，主管道不存在塑性坍塌的危险。
2.3.6 主管道应变结果
图8给出了1000℃对应的极限载荷下主管道的应变分析结果（无量纲），最大应变为0.0016162，出现在主管道远端约束区域，此处由于固定所有自由度，容易出现应变较大的情形，管道接近RPV的大部分区域应变都较小，管道处于弹性范围内，主管道不存在失效的危险。
2.3.7 支撑分析结果
图9给出了不同载荷下混凝土支撑最大等效应力随时间变化曲线，在1/20设计载荷下，混凝土支撑最大等效应力接近C80强度等级抗压强度（50 MPa），大于此载荷，混凝土等效应力将显著大于抗压强度，因此该混凝土支撑最大承受载荷为1/20设计载荷。
图 9 不同载荷下支撑最大等效应力曲线Figure 9. Maximum Equivalent Stress of Support under Different Loads3. 结 论
本文以华龙一号反应堆为研究对象，开展RPV外蒸汽爆炸对RPV和主管道的影响研究，得到的主要结论如下：
（1）RPV温度为1000℃时，失效极限载荷为1/200设计载荷；RPV温度为800℃时，失效极限载荷为1/50设计载荷；RPV温度为600℃时，失效极限载荷为1/20设计载荷。
（2）最大等效应力/应变均位于接管连接段或者接管区附近。由于此处为RPV与主管道连接区域，因此可能出现应力集中。
（3）主管道接近RPV的大部分区域应力未超过管道屈服应力，大部分区域应变处于弹性阶段，主管道不存在塑性坍塌失效的危险。
（4） 开展不同载荷下混凝土支撑应力分析，确定C80强度等级混凝土支撑最大承受载荷为1/20设计载荷。
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图 2 不同位置的蒸汽爆炸设计压力载荷
Figure 2. Design Pressure Load for Steam Explosion of Different Locations
图 3 不同载荷下RPV等效应力-时间曲线
Figure 3. Equivalent Stress-Time Curves of RPV under Different Loads
图 9 不同载荷下支撑最大等效应力曲线
Figure 9. Maximum Equivalent Stress of Support under Different Loads
表 1 力学参数
Table 1. Mechanical Parameter
温度/℃ 弹性模量/GPa 屈服应力/MPa 抗拉强度/MPa 热导率/[W·(m·℃)−1] 比热容/[J·(kg·℃)−1] 热膨胀系数/10−6℃−1 20 200 475 594 42.02 0.517 10.8 100 190 416 544 44.10 0.537 12.4 200 190 398 542 44.10 0.577 14.0 300 190 423 593 42.02 0.616 14.9 400 170 369 512 40.47 0.676 16.4 600 118 243 276 36.32 0.875 14.4 800 30 50 74 24.64 0.736 18.1 1000 36 18 30 47.90 2.699 18.7 1050 30 14 25 47.90 2.699 20.6 
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[1] U. S. Nuclear Regulatory Commission, Steam Explosion Review Group. A review of current understanding of the potential for containment failure arising from in-vessel steam explosion: NUREG-1116[R]. Washington: U. S. Nuclear Regulatory Commission, 1985. [2] THEOFANOUS T G. The study of steam explosions in nuclear systems[J]. Nuclear Engineering and Design, 1995, 155(1-2): 1-26. doi: 10.1016/0029-5493(94)00864-U [3] LESKOVAR M, URŠIČ M. Estimation of ex-vessel steam explosion pressure loads[J]. Nuclear Engineering and Design, 2009, 239(11): 2444-2458. doi: 10.1016/j.nucengdes.2009.07.023 [4] LESKOVAR M, CENTRIH V, URŠIČ M. Simulation of steam explosion in stratified melt-coolant configuration[J]. Nuclear Engineering and Design, 2016, 296: 19-29. doi: 10.1016/j.nucengdes.2015.10.026 [5] AHN K I, PARK S H, KIM H D, et al. The plant-specific uncertainty analysis for an ex-vessel steam explosion-induced pressure load using a TEXAS–SAUNA coupled system[J]. Nuclear Engineering and Design, 2012, 249: 400-412. doi: 10.1016/j.nucengdes.2012.04.015 [6] MORIYAMA K, PARK H S. Probability distribution of ex-vessel steam explosion loads considering influences of water level and trigger timing[J]. Nuclear Engineering and Design, 2015, 293: 292-303. doi: 10.1016/j.nucengdes.2015.07.062 [7] GRISHCHENKO D, GALUSHIN S, KUDINOV P. Failure domain analysis and uncertainty quantification using surrogate models for steam explosion in a Nordic type BWR[J]. Nuclear Engineering and Design, 2019, 343: 63-75. doi: 10.1016/j.nucengdes.2018.12.013 [8] 黄熙,杨燕华,王溪. 堆外蒸汽爆炸堆腔压力冲量分布计算分析[J]. 核动力工程,2011, 32(3): 15-21. [9] 钟明君,林萌,张政铭,等. 基于1000 MW级压水堆核电厂压力容器外蒸汽爆炸的模拟研究[J]. 核动力工程,2014, 35(4): 43-47. [10] 张荣金, 白伟, 倪伟峰, 等. 核电站堆外蒸汽爆炸影响因素探讨[C]//第十八届中国科协年会——分6军民融合高端论坛论文集. 西安: 中国科学技术协会学会学术部, 2016: 189-196. [11] 李春,杨志义,丁超,等. 基于MC3D软件对核电厂压力容器蒸汽爆炸的重要参数计算及研究[J]. 核安全,2018, 17(2): 58-65. 期刊类型引用(0)
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