控制棒驱动机构承压边界疲劳分析
邹鸣中
（中国核动力研究设计院，610041）
摘要：本文对反应堆控制棒驱动机构承压边界正常及扰动工况的分析进行了叙述，并按照RCC-M规范对计算结果进行了评定。文中分别叙述了模型建立，边界条件处理，应力计算和疲劳分析。分析采用ANSYS5.5程序，瞬态应力采用热结构耦合场分析，螺纹间接触利用接触单元，外部载荷利用协调单元，水在瞬态分析中处理为等效热固体问题。评定中涉及到一般疲劳分析、简化弹塑性分析和形密封接头的特殊处理。 关键词：控制棒驱动机构;承压边界; 疲劳分析 1 前言
[1]
秦山二期核电工程的反应堆控制棒驱动机构按照设计规格书要求，须根据RCC-M规范对承压边界进行疲劳分析。疲劳分析中涉及到热瞬态、压力波动和OBE地震影响。
2 控制棒驱动机构计算模型
控制棒驱动机构的承压边界包括密封壳和位置指示器内套管两个部件。同时，与密封壳相连的驱动机构管座也包括在被分析部件中。由于整个密封壳、位置指示器内套管和驱动机构管座构成的组件较长，因而将组件分为三部分进行分析：①驱动机构管座与密封壳连接段，简称下部接头；②密封壳与位置指示器内套管连接段，简称中部接头；③位置指示器内套管与端头连接段, 简称上部接头。三部分的结构类似，分析方法相同。
3 计算方法
在驱动机构管座与密封壳的分析中，包括热瞬态、压力波动和OBE地震外载影响的分析。热瞬态的分析要确定结构的温度和应力分布。采用四节点轴对称热结构耦合场单元 ( 13号单
[2]
元 )。OBE地震外载引起的应力计算采用四节点轴对称谐调单元 ( 25号单元 )。接头管内的水采用二维轴对称热固体单元 ( 55号单元 )。螺纹间接触面使用接触单元 ( 48号单元 )。下部接头有限元网格如图1所示。
用于反应堆控制棒驱动机构下部接头结构疲劳分析的瞬态曲线为一、二类瞬态。应力分析针对每种瞬态进行。上、中部接头计算瞬态取热端瞬态(实际瞬态接近冷端瞬态,这里取法偏于保守), 下部接头计算瞬态取冷端瞬态。 选择的瞬态曲线及循环次数如下所示：
1 反应堆加热 200次 2 反应堆冷却 200次 3 反应堆在额定功率15%----100%之间升负荷 12000次 4 反应堆在额定功率100%----15%之间降负荷 9920次 5 负荷的突然增加（名义负荷的10%） 2000次 6 负荷的突然减少（名义负荷的10%） 2000次 7 正常甩负荷到厂用电 160次 8 稳态运行中的波动 2000000次 9 热停堆时的波动 100000次
图1：控制棒驱动机构下部接头结构力学计算模型网格划分图
10 热停堆期间维持蒸汽发生器水位 2000次 11 反应堆在额定功率0%----15%之间升负荷 2200次 12 反应堆在额定功率15%----0%之间降负荷 2200次 13 换料 80次 14 用主蒸汽流启动汽轮机 10次 15 RCP换料后的通风运行 320次 16 反应堆冷却剂系统双相状态下的升温和降温 100次 17 反应堆水密实状态下的升温和降温(中等幅度瞬态) 2000次 18 反应堆水密实状态下的升温和降温(大幅度瞬态) 200次 19 低温时压力升高 10次 20 反应堆冷却剂流量部分丧失 80次 21 反应堆紧急停堆，有正常排热 310次 22 反应堆紧急停堆，冷却不正常（过量给水）但无安注 160次 23 反应堆紧急停堆，冷却不正常（过量给水）导致无安注 10次 24 反应堆冷却剂系统误失压 20次 25 应急堆芯冷却剂系统误投入 80次 26 主回路水密实工况下的冷却和超压 10次 27 汽轮机跳闸蒸汽旁路系统部分打开 80次 28 厂外电源丧失 40次 29 OBE地震 2020次
30 水压试验 60次
疲劳分析按照RCC-M规范进行。先确定出每条瞬态整个过程中接头的温度、应力分布，再按所须评定的截面确定出内、外端点的各应力分量和应力强度的最大、最小值点。最后，根据这些最大、最小值点建立疲劳分析相应的事件和载荷。疲劳分析使用ANSYS程序的疲劳分析模块。
在形密封接头的分析中，RCC-M B3238.6条款被引用，此条款降低了一次加二次应力的变化幅度的要求。
4 结果
根据以上的分析得到下表结果：
表1各接头的疲劳损伤系数和应力强度幅值
注1; Sn为除去热弯曲应力后的一次加二次薄膜加弯曲应力强度的幅值;
*
注2; Sn为一次加二次薄膜应力强度的幅值。
从表6.1可见，在中部和下部接头形密封接头处，一次加二次应力之和的幅值( PL+Pb+Pe+Q )大于3Sm，根据RCC-M规范B3238.6和B3234.3，须确定一次加二次薄膜应力的变化幅值是否小于3Sm ;或除去热弯曲应力后的一次加二次薄膜加弯曲应力强度的幅值是否小于3Sm。由上述分析可知, 中部接头形密封接头处，除去热弯曲应力后的一次加二次薄膜加弯曲应力强度的幅值小于3Sm; 下部接头形密封接头处，一次加二次薄膜应力的变化幅值小于3Sm。
从以上计算结果可见，控制棒驱动机构的承压边界在正常运行工况下均满足RCC-M规范中疲劳分析的评定准则。
参考资料
[1] RCC-M Code，Revision 1995
[2] ANSYS5.5，User's Manual for Revision 5.3
Fatigue analysis of the press boundary of
control rod drive machine
Zou ming zhong
( Nuclear Power Institute of China, Chengdu 610041,China )
Abstract: The article describes the analysis of the press boundary of reactor control rod drive machine under normal and setup condition; and evaluates the result according to RCC-M code. It describes building model, dealing with the boundary, calculating of stress and fatigue. The analysis makes use of ANSYS5.5 program. The calculating of transient stress uses heat coupled-field solid element. The contact of screw thread uses contact element. Dealing with force of OBE uses axisymmetric-harmonic structural solid element. Water use thermal solid element. There are fatigue and simple elastic-plastic analysis in the evaluating. And there is the special analysis of .
Key words: the control rod drive machine; the press boundary; fatigue 作者简介：
邹鸣中(1957-)，男，高级工程师，1982年毕业于大连工学院工程力专业。现从事反应堆设备力学分析工作。
控制棒驱动机构承压边界疲劳分析
邹鸣中
（中国核动力研究设计院，610041）
摘要：本文对反应堆控制棒驱动机构承压边界正常及扰动工况的分析进行了叙述，并按照RCC-M规范对计算结果进行了评定。文中分别叙述了模型建立，边界条件处理，应力计算和疲劳分析。分析采用ANSYS5.5程序，瞬态应力采用热结构耦合场分析，螺纹间接触利用接触单元，外部载荷利用协调单元，水在瞬态分析中处理为等效热固体问题。评定中涉及到一般疲劳分析、简化弹塑性分析和形密封接头的特殊处理。 关键词：控制棒驱动机构;承压边界; 疲劳分析 1 前言
[1]
秦山二期核电工程的反应堆控制棒驱动机构按照设计规格书要求，须根据RCC-M规范对承压边界进行疲劳分析。疲劳分析中涉及到热瞬态、压力波动和OBE地震影响。
2 控制棒驱动机构计算模型
控制棒驱动机构的承压边界包括密封壳和位置指示器内套管两个部件。同时，与密封壳相连的驱动机构管座也包括在被分析部件中。由于整个密封壳、位置指示器内套管和驱动机构管座构成的组件较长，因而将组件分为三部分进行分析：①驱动机构管座与密封壳连接段，简称下部接头；②密封壳与位置指示器内套管连接段，简称中部接头；③位置指示器内套管与端头连接段, 简称上部接头。三部分的结构类似，分析方法相同。
3 计算方法
在驱动机构管座与密封壳的分析中，包括热瞬态、压力波动和OBE地震外载影响的分析。热瞬态的分析要确定结构的温度和应力分布。采用四节点轴对称热结构耦合场单元 ( 13号单
[2]
元 )。OBE地震外载引起的应力计算采用四节点轴对称谐调单元 ( 25号单元 )。接头管内的水采用二维轴对称热固体单元 ( 55号单元 )。螺纹间接触面使用接触单元 ( 48号单元 )。下部接头有限元网格如图1所示。
用于反应堆控制棒驱动机构下部接头结构疲劳分析的瞬态曲线为一、二类瞬态。应力分析针对每种瞬态进行。上、中部接头计算瞬态取热端瞬态(实际瞬态接近冷端瞬态,这里取法偏于保守), 下部接头计算瞬态取冷端瞬态。 选择的瞬态曲线及循环次数如下所示：
1 反应堆加热 200次 2 反应堆冷却 200次 3 反应堆在额定功率15%----100%之间升负荷 12000次 4 反应堆在额定功率100%----15%之间降负荷 9920次 5 负荷的突然增加（名义负荷的10%） 2000次 6 负荷的突然减少（名义负荷的10%） 2000次 7 正常甩负荷到厂用电 160次 8 稳态运行中的波动 2000000次 9 热停堆时的波动 100000次
图1：控制棒驱动机构下部接头结构力学计算模型网格划分图
10 热停堆期间维持蒸汽发生器水位 2000次 11 反应堆在额定功率0%----15%之间升负荷 2200次 12 反应堆在额定功率15%----0%之间降负荷 2200次 13 换料 80次 14 用主蒸汽流启动汽轮机 10次 15 RCP换料后的通风运行 320次 16 反应堆冷却剂系统双相状态下的升温和降温 100次 17 反应堆水密实状态下的升温和降温(中等幅度瞬态) 2000次 18 反应堆水密实状态下的升温和降温(大幅度瞬态) 200次 19 低温时压力升高 10次 20 反应堆冷却剂流量部分丧失 80次 21 反应堆紧急停堆，有正常排热 310次 22 反应堆紧急停堆，冷却不正常（过量给水）但无安注 160次 23 反应堆紧急停堆，冷却不正常（过量给水）导致无安注 10次 24 反应堆冷却剂系统误失压 20次 25 应急堆芯冷却剂系统误投入 80次 26 主回路水密实工况下的冷却和超压 10次 27 汽轮机跳闸蒸汽旁路系统部分打开 80次 28 厂外电源丧失 40次 29 OBE地震 2020次
30 水压试验 60次
疲劳分析按照RCC-M规范进行。先确定出每条瞬态整个过程中接头的温度、应力分布，再按所须评定的截面确定出内、外端点的各应力分量和应力强度的最大、最小值点。最后，根据这些最大、最小值点建立疲劳分析相应的事件和载荷。疲劳分析使用ANSYS程序的疲劳分析模块。
在形密封接头的分析中，RCC-M B3238.6条款被引用，此条款降低了一次加二次应力的变化幅度的要求。
4 结果
根据以上的分析得到下表结果：
表1各接头的疲劳损伤系数和应力强度幅值
注1; Sn为除去热弯曲应力后的一次加二次薄膜加弯曲应力强度的幅值;
*
注2; Sn为一次加二次薄膜应力强度的幅值。
从表6.1可见，在中部和下部接头形密封接头处，一次加二次应力之和的幅值( PL+Pb+Pe+Q )大于3Sm，根据RCC-M规范B3238.6和B3234.3，须确定一次加二次薄膜应力的变化幅值是否小于3Sm ;或除去热弯曲应力后的一次加二次薄膜加弯曲应力强度的幅值是否小于3Sm。由上述分析可知, 中部接头形密封接头处，除去热弯曲应力后的一次加二次薄膜加弯曲应力强度的幅值小于3Sm; 下部接头形密封接头处，一次加二次薄膜应力的变化幅值小于3Sm。
从以上计算结果可见，控制棒驱动机构的承压边界在正常运行工况下均满足RCC-M规范中疲劳分析的评定准则。
参考资料
[1] RCC-M Code，Revision 1995
[2] ANSYS5.5，User's Manual for Revision 5.3
Fatigue analysis of the press boundary of
control rod drive machine
Zou ming zhong
( Nuclear Power Institute of China, Chengdu 610041,China )
Abstract: The article describes the analysis of the press boundary of reactor control rod drive machine under normal and setup condition; and evaluates the result according to RCC-M code. It describes building model, dealing with the boundary, calculating of stress and fatigue. The analysis makes use of ANSYS5.5 program. The calculating of transient stress uses heat coupled-field solid element. The contact of screw thread uses contact element. Dealing with force of OBE uses axisymmetric-harmonic structural solid element. Water use thermal solid element. There are fatigue and simple elastic-plastic analysis in the evaluating. And there is the special analysis of .
Key words: the control rod drive machine; the press boundary; fatigue 作者简介：
邹鸣中(1957-)，男，高级工程师，1982年毕业于大连工学院工程力专业。现从事反应堆设备力学分析工作。