随着四代核电堆型的研发，对核电设施的安全性提出了更高的要求。核电站中，主蒸汽管道的力学分析备受关注，施加在核电厂管道上的载荷的安全性是决定着核电厂能否安全稳定运行的关键。管道在运行期间承受的载荷按照作用性质分为静载荷和动载荷，静载荷通常不随时间变化或变化缓慢，通过管道系统的内部变形协调在管系内部进行分散，不会影响管系的整体平衡状态。动载荷是偶然发生的且随时间快速变化的载荷，如主蒸汽管道的快速隔离阀瞬间关闭引起的汽锤载荷等，此类动载荷施加在管道上，使得管道产生异常的振动，并极有可能造成管道材料内部产生裂纹，降低管道材质，甚至发生更严重的爆管事故。因此，分析核电站水锤汽锤动载荷对管道系统的影响，对于核电站安全稳定运行至关重要。
1 汽锤响应分析方法
核级管道在输送介质过程中，因正常的流量调节和突发事故造成管道截面的流速发生骤变，引起回路中的压力突然升高和急速降低，对管道及支架产生巨大的冲击作用，并形成压力波沿管道传播，经过弯头部件时产生不平衡力，即为水（汽）锤力。如主蒸汽系统阀门瞬间关闭，阀前因压力骤增而产生正水（汽）锤，阀后因压力骤降产后负水（汽）锤，并沿管道不断传播，折射，叠加等，引起管道振动，甚至有可能发生爆管危险[1]。本文基于管道计算软件PIPESTRESS对瞬时汽锤载荷的分析方法进行研究，归纳总结了动态分析的方法和流程，以及工况组合方法和后处理方法，并对比工程上常用的静态保守的分析方法，提出适用于核工程的水（汽）垂载荷分析建议。
基于核电站常用的管道分析软件PIPESTRESS，对某核电站主蒸汽管道因隔离阀关闭引起的瞬时汽锤载荷进行动力学和静力学分析，静力学分析方法是在阀门前后计算管段上的所有弯头位置施加汽锤载荷，载荷大小为PIPENET计算得到的该工况在此处的瞬态载荷的两倍。动态分析方法如图2所示，首先对PIPENET程序输出的汽锤响应文件进行处理，运行载荷历程文件和节点方向文件得到汽锤载荷文件，其次生成频谱曲线进行加载，对各汽锤载荷工况，可分别运行、合并、组合评定，最后创建后处理文件，查看时间历程结果。
本文以某主蒸汽管道为算例，根据工艺专业提供的快速隔离阀关闭瞬间的汽锤载荷数据，对该管段的汽锤载荷进行静力学分析和动力学分析。图1为计算模型，载荷数据是采用PIPENET软件模拟一定工艺条件下汽锤现象得到，输出0-20s的瞬态波动载荷。图3和图4为汽锤工况一条件下隔离阀前端最长直管段(节点A155)的瞬态波动数据和距离隔离阀较远端(节点A195)的瞬态波动数据，可以发现，快速隔离阀关闭瞬间出现载荷峰值，随后迅速衰减。根据压力波传播原理，当管线足够长时，会产生完整的压力波并造成巨大冲击，在工艺管道布置中，应避免会发生一次完整压力波传递的长直管段，防止因水锤汽锤载荷造成管道破坏。
2 响应曲线和结果分析
通过上述方法对汽锤载荷数据进行处理并加载，可在PIPESTRESS模型中查看各节点的响应曲线，实现汽锤载荷瞬态数据转化为可用于管道分析的时间历程曲线，应用该方法使得计算更接近于真实情况，图7为某一节点水平方向和竖直方向的响应曲线。不同节点响应曲线幅度的大小反应管道的基本特性，该曲线对于设计改进和优化具有重要的参考意义。
图7 载荷响应曲线
采用上述分析方法进行分析，得到静态应力分析结果和动态应力分析结果如表1所示，可以看出，静态应力计算结果比动态应力计算结果保守，工况组合前大5%左右，组合后影响不到1%。因此，当汽锤载荷在管道的应力计算占比很小的情况下，采用静态计算管道应力简便且保守。
表1 静态计算和动态计算应力结果对比
提取支架载荷数据进行对比，如表2所示，支架载荷的计算结果并不规律，且静态计算得到的支架载荷并非一定保守，分析原因发现，当阀门关闭瞬间，管道承受瞬间的压力波，经过传播、叠加和衰减，动态计算考虑载荷的瞬态时间历程曲线，而静态计算忽略此过程。虽然从结果上看，静态计算有一定的保守性，但当汽锤载荷更大时，静态计算并一定保守。工程上，对于承受较大水锤汽锤载荷的管段，为获得准确的支架载荷应进行动态分析，以选取安全的支架进行布置。
表2 支架载荷结果对比
3 结论
本文对核级管道汽锤载荷力学分析方法进行了研究，基于PIPESTRESS软件总结归纳了汽锤载荷动态分析方法和流程，并对比静态分析方法的得到的应力和支架载荷，阐述了两种计算的保守性和准确性。结果表明，当隔离阀关闭瞬间引起的瞬态载荷对整个管系的承载能力的影响较小时，可以采用简便的静态分析方法，提高计算效率。但当瞬态载荷较大，且支架载荷裕量有限时，需要进行详细的动态分析计算，提高管道安全性，且有助于开展布置优化工作。
参考文献：
[1] 吴夏成，钱秋欲等. 高温气冷堆主蒸汽管道汽锤现象安全分析[J]. 热力发电，2015， 44(12):126-132.
[2] 肖高绘，冀大伟等. 主蒸汽管道系统汽锤响应分析方法研究[J]. 热力透平，2015，44(4):284-289.
[3] ASME BPVC.III.Division5:High Temperature Reactors[S]. USA: The American Society of Mechanical Engineering，2015.
作者简介：马琴（1989—），女，回族，宁夏，工程师，硕士，现主要从事反应堆结构力学工作