CN103698236A - 一种用于核电厂管道的疲劳寿命估算方法 - Google Patents

Abstract

本发明公开了一种用于核电厂管道的疲劳寿命估算方法，该方法包括：S1：测量管道外壁温度；S2：计算管道内壁温度场信息；S3：统计有效载荷循环次数，确定交变应力，修正S-N曲线；S4：计算疲劳使用系数，修正疲劳使用系数；S5：估算疲劳寿命。实施本发明的有益效果是，帮助设计人员掌握核电厂热疲劳环境下的相关数据，根据估算的疲劳寿命优化运行规程和检修大纲，挖掘核电厂管道的设计安全裕度，为电厂定期审核或延寿提供数据支持。

Description

一种用于核电厂管道的疲劳寿命估算方法

技术领域

本发明涉及核电技术领域，更具体地说，涉及一种用于核电厂管道的疲劳寿命估算方法。

背景技术

在核电厂中，管道的疲劳寿命是评价其质量的重要指标之一，为了保证管道固有的可靠性，在设计疲劳寿命时，如何避免疲劳失效是广大工程技术人员普遍关注的问题。

疲劳失效是指材料在循环载荷作用下，局部高应力部位损伤逐渐积累，经一定循环次数后形成裂纹或裂纹在循环载荷作用下不断扩展导致发生完全断裂的失效形式，它是核电厂管道失效的主要形式之一，严重时甚至可造成电厂非计划停堆。

确定疲劳寿命的分析法是依据材料的疲劳性能，对照管道所受到的载荷历程，按分析模型来确定管道的疲劳寿命。任何一个疲劳寿命分析方法都包含有三部分的内容：

1)材料疲劳行为的描述；

2)循环载荷下管道的响应；

3)疲劳累积损伤法则。

目前在工程应用领域，国内外在疲劳寿命设计中有两种常用的寿命估算方法——名义应力法和局部应力-应变方法。

名义应力法假定对于相同材料制成的任意构件，只要应力集中系数K_T相同，载荷谱相同。名义应力法以材料或零件的S-N曲线为基础，对照试件或结构疲劳危险部位的应力集中系数和名义应力，结合疲劳损伤累积理论，校核疲劳强度或计算疲劳寿命。

局部应力-应变方法，主要用于承受应力水平较高的构件寿命估算。该方法将作用于机构细节的名义应力谱，通过弹塑性分析，转换为结构细节危险点的局部应力谱，然后通过当量循环的方法，把局部谱用计数方法得到的应力应变循环等效于光滑试件的应力应变循环，最后由光滑试件的应变(或转换为当量应变)-寿命曲线估算结构危险点的疲劳损伤，进而预测结构的疲劳寿命。

然而，目前现有商业疲劳分析软件中，没有考虑不同反应堆冷却剂环境的影响，当有两种或两种以上产生有效应力波动的应力循环类型时，设计人员无法更好地掌握电厂的热疲劳数据，也无法更准确地把握因热疲劳导致核电厂管道故障失效的趋势。

发明内容

本发明要解决的技术问题在于，针对现有技术的上述现有缺陷，提供一种用于核电厂管道的疲劳寿命估算方法，解决在热疲劳环境因素下估算疲劳寿命的问题。

本发明解决其技术问题所采用的技术方案是：构造一种用于核电厂管道的疲劳寿命估算方法，包括以下步骤：

S1：采用温度传感器测量核电厂管道的外壁温度；

S2：根据所述核电厂管道的外壁温度和所述核电厂管道材料的性能参数，通过格林函数法，计算所测管道的内壁温度场信息；

S3：统计所述核电厂管道所经历的每一种应力循环类型(第1，2，3，……，n)的有效载荷循环次数(n₁，n₂，n₃，……，n_n)，根据所述内壁温度场分布信息确定所述核电厂管道的每一种应力循环类型的交变应力(S_交变1，S_交变2，S_交变3，……，S_交变n)；

采用Monte Carlo方法修正预设的S-N曲线，确定所述每一种应力循环类型的交变应力(S_交变1，S_交变2，S_交变3，……，S_交变n)允许的最大重复次数，称其为N₁，N₂，N₃，……，N_n；

S4：对每种类型的应力循环，根据U₁=n₁／N₁，U₂=n₂／N₂，U₃=n₃／N₃，……，U_n=n_n／N_n计算循环的疲劳使用系数(U₁，U₂，U₃，……，U_n)，根据管道内壁温度场计算所得的疲劳影响因子F_en，修正所述疲劳使用系数： $U_{\mathrm{en}}=\underset{i=1}{\overset{n}{\mathrm{\Σ}}}{U}_i*F_{\mathrm{en}.i};$

其中，F_en.i为第i种载荷配对时疲劳影响因子，U_i为不考虑环境影响时第i种载荷配对的疲劳使用系数，U_en为修正后的累积疲劳使用系数；

S5：基于修正后的所述疲劳使用系数，估算所述核电厂管道的疲劳寿命。

在本发明所述的疲劳寿命估算方法中，所述温度传感器为热电偶。

在本发明所述的疲劳寿命估算方法中，所述步骤S1中，在所述核电厂管道外壁的上方和下方分别设置一个所述热电偶来测量所述核电厂管道的外壁温度。

在本发明所述的疲劳寿命估算方法中，所述步骤S1中，在所述核电厂管道外壁的同一侧等间距地设置至少三个所述热电偶来测量所述核电厂管道的外壁温度。

在本发明所述的疲劳寿命估算方法中，所述步骤S2包括以下子步骤：

S21：根据核电厂运行参数、所述核电厂管道材料的性能参数和所述核电厂管道的外壁温度，采用格林函数法分析所述核电厂管道内壁温度场的分布信息；

S22：通过分析所述核电厂管道的内壁温度场分布信息，计算所述核电厂管道的当前运行数据，该运行数据至少包括所述核电厂管道内壁反应堆的液位、流速、压力和所述核电厂管道的介质温度；

S23：调用该核电厂管道的历史运行数据，将历史运行数据与计算所得的当前运行数据的数值相互比较，若历史运行数据与当前运行数据的数值一致，转至步骤S3，若历史运行数据与当前运行数据的数值不一致，则通过优化所述核电厂管道内壁温度场的边界条件，将所述历史运行数据更新为所述当前运行数据，并转至子步骤S21。

在本发明所述的疲劳寿命估算方法中，所述步骤S3中，通过雨流计数法统计所述核电厂管道的每一种应力循环类型(1，2，3，……，n)的有效载荷循环次数(n₁，n₂，n₃，……，n_n)。

在本发明所述的疲劳寿命估算方法中，所述步骤S4中，根据所述核电厂管道的介质温度、应变速率和材料溶解氧水平计算得到所述疲劳影响因子。

实施本发明的疲劳寿命估算方法，具有以下有益效果：引入疲劳影响因子，改进疲劳寿命估算流程，帮助设计人员掌握电厂热疲劳环境下的相关数据，根据估算的疲劳寿命优化运行规程和检修大纲，及时采取纠正措施，早期预防事故发生，同时还可以挖掘管道的设计安全裕度，为电厂定期审(PSR)或延寿提供数据支持。

附图说明

下面将结合附图及实施例对本发明作进一步说明，附图中：

图1是本发明较佳实施例的用于核电厂管道的疲劳寿命估算方法的流程图；

图2是本发明第二实施例的用于核电厂管道的疲劳寿命估算方法的流程图；

图3是在图1所示的方法中，在涡流侵入情形下的热电偶装配示意图；

图4是在图1所示的方法中，在热分层情形下的热电偶装配示意图。

具体实施方式

为了对本发明的技术特征、目的和效果有更加清楚的理解，现对照附图详细说明本发明的具体实施方式。

如图1示出的用于核电厂管道的疲劳寿命估算方法流程图中，包括以下步骤：

S1：采用温度传感器测量核电厂管道的外壁温度；具体的，所述温度传感器为热电偶；在所述核电厂管道外壁的上方和下方分别设置两个所述热电偶来测量所述核电厂管道的外壁温度；在所述核电厂管道外壁的同一侧等间距地设置至少三个所述热电偶来测量所述核电厂管道的外壁温度。

S2：根据所述核电厂管道的外壁温度和所述核电厂管道材料的性能参数，分析所述核电厂管道的内壁温度场分布信息；

S3：统计所述核电厂管道的每一种应力循环类型(第1，2，3，……，n)的有效载荷循环次数(n₁，n₂，n₃，……，n_n表示)，根据所述内壁温度场分布信息确定所述核电厂管道的每一种应力循环类型的交变应力(S_交变1，S_交变2，S_交变3，……，S_交变n)；采用Monte Carlo方法修正通过查阅现有材料性能手册获得材料的S-N曲线，确定每一种应力循环类型的交变应力(S_交变1，S_交变2，S_交变3，……，S_交变n)允许的最大重复次数，称其为N₁，N₂，N₃，……，N_n。具体的，通过雨流计数法统计所述核电厂管道的每一种应力循环类型(1，2，3，……，n)的有效载荷循环次数(n₁，n₂，n₃，……，n_n)。

S4：对每种类型的应力循环，根据U₁=n₁／N₁，U₂=n₂/N₂，U₃=n₃／N₃，……，U_n=n_n／N_n计算循环的疲劳使用系数(U₁，U₂，U₃，……，U_n)，引入通过管道内壁温度场计算所得的疲劳影响因子F_en，修正所述疲劳使用系数： $U_{\mathrm{en}}=\underset{i=1}{\overset{n}{\mathrm{\Σ}}}{U}_i*F_{\mathrm{en}.i};$

其中，F_en.i为第i种载荷配对时疲劳影响因子，U_i为不考虑环境影响时第i种载荷配对的疲劳使用系数，U_en为修正后的累积疲劳使用系数。

具体的，根据所述核电厂管道的介质温度、应变速率和材料溶解氧水平计算得到所述疲劳影响因子。

S5：基于修正后的所述疲劳使用系数，估算所述核电厂管道的疲劳寿命。

如图2示出的用于核电厂管道的疲劳寿命估算方法实施例流程图中，主要由硬件和软件两部分实施完成。首先由硬件部分测出管道外壁温度，该部分主要包括热电偶传感器、安装支架、电缆及冷端补偿机柜；然后由软件部分分析管道内壁温度场信息、计算并修正S-N曲线以及疲劳使用系数、估算疲劳寿命，该部分主要包括管道内壁温度场的计算模型，应力应变计算模型及疲劳分析算法。具体步骤如下：

S201：采用温度传感器测量管道外壁温度。选用K型(NiCr+／NiSi-)热电偶作为管外壁温度测量的传感器，利用一个金属薄片圆环带，通过焊接或其他方式固定并紧贴在待测管道外壁上，采用卡口方式固定。对于带有保温层的管道，需提前预留尺寸，金属圆环带内置在保温层内层。热电偶的冷端补偿在附近的接线箱内完成。根据管道内壁流体的分布情况，为温度传感器提供涡流侵入和热分层两种不同布置方案。

S202：分析管道内壁的温度场分布信息。利用材料的特性参数、电厂的瞬态信息和管道外壁温度，利用有限元分析建模，采用格林函数法进行温度场分析，计算均匀温度边界和固定换热系数和金属材料属性下，管道内壁的温度场分布信息。

S203：比较计算值值与理论值。通过实测外壁温度分析所得的内壁温度场信息为计算值，电厂历史运行数据为理论值，若计算值与理论值不一致，则通过优化核电厂管道内壁温度场的边界条件(即控制模型中研究对象之间平面、表面或交界面处特性的条件，由此确定跨越不连续边界处场的性质)，将所述历史运行数据更新为所述当前运行数据，并转至步骤S202，若否，则转至步骤S204。该步骤调用电厂或该管段附近区域的部分历史运行数据(液位、流速、压力、温度等)信息，可提高计算精度。

S204：通过改进雨流计数法，统计有效载荷循环次数。

雨流计数法的基本计数规则为：

1)雨流依次从载荷时间历程的峰值位置的内侧沿着斜坡往下流；

2)雨流从某一个峰值点开始流动，当遇到比其起始峰值更大的峰值时要停止流动；

3)雨流遇到上面流下的雨流时，必须停止流动；

4)取出所有的全循环，记下每个循环的幅度；

5)将第一阶段计数后剩下的发散收敛载荷时间历程等效为一个收敛发散型的载荷时间历程，进行第二阶段的雨流计数。计数循环的总数等于两个计数阶段的计数循环之和。

在部件使用寿期内，将每一种应力循环类型(第1，2，3，……，n)的规定循环次数分别用n₁，n₂，n₃，……，n_n表示。

S205：计算交变应力。对于每种应力循环类型，根据ASME BPVC-III NB3200规范要求，确定交变应力强度S_交变1，S_交变2，S_交变3，……，S_交变n。

S206：修正S-N曲线。S-N曲线应基于裂纹萌生而不是部件失效，且裂纹萌生至部件失效之间仍留有一定的余量。为此，在现有数据的基础上，采用Monte Carlo方法按95／95准则(95％疲劳寿命在设计疲劳曲线以上的置信度为95％)修正了S-N曲线。

S207：计算疲劳使用系数。

对于每一个S_交变1，S_交变2，S_交变3，……，S_交变n值，如果这种类型的循环单独其作用，则可使用适用的S-N曲线以确定允许的最大重复次数，称其为N₁，N₂，N₃，……，N_n。

对每种类型的应力循环，从U₁=n₁／N₁，U₂=n₂／N₂，U₃=n₃／N₃，……，U_n=n_n／N_n计算循环的疲劳使用系数U₁，U₂，U₃，……，U_n。

引入疲劳影响因子(F_en)，疲劳影响因子反映了环境对疲劳的影响：

$U_{\mathrm{en}}=\underset{i=1}{\overset{n}{\mathrm{\Σ}}}{U}_i*F_{\mathrm{en}.i};$

其中，F_en.i为第i种载荷配对时疲劳影响因子，U_i为不考虑环境影响时第i种载荷配对的疲劳使用系数，U_en为修正后的累积疲劳使用系数。

针对不同的材料，F_en的详细计算过程如下：

铁-铬-镍合金的疲劳影响因子为：

$F_{\mathrm{en}}=\exp \left({-T}^{\′}{\stackrel{\·}{\mathrm{\ϵ}}}^{\′}{O}^{\′}\right)$

其中，

${\stackrel{\&CenterDot;}{\mathrm{\&epsiv;}}}^{\&prime;}=\left\{\begin{array}{cc}0& \stackrel{\&CenterDot;}{\mathrm{\&epsiv;}}>5.0\%/s\\ \ln \left(\frac{\stackrel{\&CenterDot;}{\mathrm{\&epsiv;}}}{5}\right)& 0.0004\%/s\&le;\stackrel{\&CenterDot;}{\mathrm{\&epsiv;}}\&le;5.0\%/s\\ \ln \left(\frac{0.0004}{5}\right)& \stackrel{\&CenterDot;}{\mathrm{\&epsiv;}}<0.0004\%/s\end{array}\right.$

T为管道介质温度，

为应变速率，O′为溶解氧水平，一般压水堆(PWR)取值0.16。

不锈钢的疲劳影响因子为：

$F_{\mathrm{en}}=\exp (0.734-T^{\&prime;}{\stackrel{\&CenterDot;}{\mathrm{\&epsiv;}}}^{\&prime;}{O}^{\&prime;})$

其中，

T为管道介质温度，

为应变速率，O′为溶解氧水平，一般压水堆(PWR)取值0.281。

S208：估算疲劳寿命。因一回路管道材料在其服役期间总体上处于弹性范围内，但某些疲劳危险部位在大荷载情况下缺进入弹塑性状态，应力和应变关系不再是线性关系，塑性应变成为影响疲劳寿命的主要因素。在考虑塑性应变和荷载顺序的影响的基础上，对照材料的疲劳性能数据，按照累积损伤理论，结合修正后的疲劳使用系数，得到材料的疲劳估算寿命。

本发明的疲劳寿命估算方法与目前普通商业疲劳分析软件相比，具有如下优势：

1)依靠热电偶实测温度信息作为疲劳分析的输入数据，提高模型准确性；

2)采用GREEN计算温度场信息，提高计算速度；

3)修正S-N曲线，引入疲劳影响因子，符合材料运行实际条件，满足RG1.207及NUREG／CR-6909要求；

4)可移植性强，不受堆型及技术路线限制；

5)安装简单，维护方便。

如图3所示，在本发明涡流侵入情形下热电偶装配示意图中，为尽可能完整反映出管道内壁的温度场信息，根据管道内壁温度波动原因的不同，本图示出了涡流侵入情形下的热电偶布置方案。

从图中管道的剖面可以看出，涡流侵入前后之间存在温度差，为此，本方案针对涡流侵入前后温度变化的情况，在管道正上方和正下方分别设置了一个热电偶(如截面所示)，根据这两个热电偶测出管道的温度值，可以分析管道内壁流体温度场信息。

如图4所示，在本发明热分层情形下热电偶装配示意图中，示出了热分层情形下的热电偶布置方案。

从图中管道的剖面和截面可以看出，由于受到温度变化或者流速过慢的影响，在垂直方向上出现热分层现象。为准确测量其分层产生的应力变化情况，本方案在管道垂直直径的一侧设置至少3个热电偶，本图较优的实施方案设置了7个热电偶(如截面所示)，根据7个热电偶测出管道的温度值，基本可以获取管道内壁流体温度场信息。

上面结合附图对本发明的实施例进行了描述，但是本发明并不局限于上述的具体实施方式，上述的具体实施方式仅仅是示意性的，而不是限制性的，本领域的普通技术人员在本发明的启示下，在不脱离本发明宗旨和权利要求所保护的范围情况下，还可做出很多形式，这些均属于本发明的保护之内。

Claims (7)

1.一种用于核电厂管道的疲劳寿命估算方法，其特征在于，包括以下步骤：

S1：采用温度传感器测量核电厂管道的外壁温度；

S2：根据所述核电厂管道的外壁温度和所述核电厂管道材料的性能参数，通过格林函数法，计算所测管道的内壁温度场信息；

S3：统计所述核电厂管道所经历的每一种应力循环类型(第1，2，3，……，n)的有效载荷循环次数(n₁，n₂，n₃，……，n_n)，根据所述内壁温度场分布信息确定所述核电厂管道的每一种应力循环类型的交变应力(S_交变1，S_交变2，S_交变3，……，S_交变n)；

采用Monte Carlo方法修正预设的S-N曲线，确定所述每一种应力循环类型的交变应力允许的最大重复次数，称其为N₁，N₂，N₃，……，N_n；

S4：对每种类型的应力循环，根据U₁=n₁／N₁，U₂=n₂／N₂，U₃=n₃／N₃，……，U_n=n_n／N_n计算循环的疲劳使用系数(U₁，U₂，U₃，……，U_n)，根据管道内壁温度场计算所得的疲劳影响因子F_en，修正所述疲劳使用系数： $U_{\mathrm{en}}=\underset{i=1}{\overset{n}{\mathrm{\&Sigma;}}}{U}_i*F_{\mathrm{en}.i};$

其中，F_en.i为第i种载荷配对时疲劳影响因子，U_i为不考虑环境影响时第i种载荷配对的疲劳使用系数，U_en为修正后的累积疲劳使用系数；

S5：基于修正后的所述疲劳使用系数，估算所述核电厂管道的疲劳寿命。

2.根据权利要求1所述的疲劳寿命估算方法，其特征在于，所述温度传感器为热电偶。

3.根据权利要求2所述的疲劳寿命估算方法，其特征在于，所述步骤S1中，在所述核电厂管道外壁的上方和下方分别设置一个所述热电偶来测量所述核电厂管道的外壁温度。

4.根据权利要求2所述的疲劳寿命估算方法，其特征在于，所述步骤S1中，在所述核电厂管道外壁的同一侧等间距地设置至少三个所述热电偶来测量所述核电厂管道的外壁温度。

5.根据权利要求1所述的疲劳寿命估算方法，其特征在于，所述步骤S2包括以下子步骤：

S21：根据核电厂运行参数、所述核电厂管道材料的性能参数和所述核电厂管道的外壁温度，采用格林函数法分析所述核电厂管道内壁温度场的分布信息；

S22：通过分析所述核电厂管道的内壁温度场分布信息，计算所述核电厂管道的当前运行数据，该运行数据至少包括所述核电厂管道内壁反应堆的液位、流速、压力和所述核电厂管道的介质温度；

S23：调用该核电厂管道的历史运行数据，将历史运行数据与计算所得的当前运行数据的数值相互比较，若历史运行数据与当前运行数据的数值一致，转至步骤S3，若历史运行数据与当前运行数据的数值不一致，则通过优化所述核电厂管道内壁温度场的边界条件，将所述历史运行数据更新为所述当前运行数据，并转至子步骤S21。

6.根据权利要求1所述的疲劳寿命估算方法，其特征在于，所述步骤S3中，通过雨流计数法统计所述核电厂管道的每一种应力循环类型(1，2，3，……，n)的有效载荷循环次数(n₁，n₂，n₃，……，n_n)。

7.根据权利要求5所述的疲劳寿命估算方法，其特征在于，所述步骤S4中，根据所述核电厂管道的介质温度、应变速率和材料溶解氧水平计算得到所述疲劳影响因子。

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