CN102107250B - Ap1000核电蒸发器管子与管板胀接工艺参数的确定方法 - Google Patents

Abstract

本发明涉及AP1000核电蒸发器管子与管板胀接工艺参数确定方法，包括确定管子与管板胀接接头最低拉脱强度指标值及胀接后管子减薄率限定值；三维有限元计算得到管子与管板间不同初始间隙时胀接压力分别与管子减薄率、接头拉脱力、管子和管板界面残余接触压力的关系；测定常温管板和管子材料屈服强度；测定管子与管板间的初始间隙值；确定相应于初始间隙值时拉脱力等于最低拉脱强度指标值时的最小胀接压力、对应于胀接后管子减薄率限定值时的最大胀接压力；在最小与最大胀接压力间的中值到最大胀接压力的区间内选取胀接压力进行胀接和拉脱试验，确定相应于初始间隙的最佳胀接压力及其对应的拉脱力；确定对应于初始间隙和最佳胀接压力的界面残余接触压力。

Description

AP1000核电蒸发器管子与管板胀接工艺参数的确定方法

技术领域

本发明属于核电设备制造技术领域，具体涉及AP1000第三代核电蒸发器管子与管板胀接工艺参数的确定方法，即为AP1000核电蒸发器管子与管板的胀接工艺提供计算和分析方法。

背景技术

核电蒸发器管子/管板的连接一般采用强度胀加密封焊的工艺方法。胀接接头的强度失效将导致一次侧放射性和腐蚀性的载热剂介质泄漏，对设备安全运行和环境造成很大影响，因此管子/管板胀接的质量是确保核动力设备正常运行的关键。而胀接的质量主要取决于胀接工艺参数。

核电蒸发器管子/管板的胀接一般采用全厚度液压胀管技术，对胀接接头的性能要求是要具有足够的拉脱强度和良好的密封性。保证性能的关键要素是通过胀接在管子/管板界面形成足够的残余接触压力，而影响残余接触压力大小的主要因素包括胀接压力、管子/管板界面的初始间隙、管子/管板材料力学性能、结构尺寸及管孔排列方式等。对于一定的核电蒸发器，其管子/管板材料、结构尺寸及管孔排列方式一定，则影响残余接触压力和接头性能的重要因素是胀接工艺参数，主要体现为胀接压力和管子/管板界面的初始间隙。

在传统的液压胀管技术中，其工艺参数主要通过试验、经验及简单的力学计算确定。即制作与实际结构尺寸相同的管子/管板胀接模拟试件，通过在不同胀接压力下进行液压胀管，而后对胀接接头在大型拉力试验机上进行拉脱试验测量接头的拉脱强度，依据标准规范对接头的拉脱强度和密封性进行考核，方可确定能满足接头性能要求的工艺参数。这一方法的不足是成本太高，需消耗大量的人力、物力及财力，且需要反复试验，工作周期长，也不一定能得到保证接头服役可靠性的最佳工艺参数。

目前第二代核电蒸发器管子/管板的胀接工艺参数的确定也主要是采用上述传统的方法，即试验、经验及简单的计算方法，还缺乏科学、准确和低成本的方法。目前在建的先进的第三代AP1000核电蒸发器管子/管板的结构、材料和管孔排列方式与第二代不同，基于试验和经验确定的第二代胀接工艺参数不能用于第三代。经文献和专利检索，目前国内外也还没有AP1000第三代核电蒸发器管子/管板胀接工艺参数确定的方法。

发明内容

本发明所要解决的技术问题在于提供一种低成本、准确可靠的用于AP1000第三代核电蒸发器管子与管板胀接工艺参数的确定方法。

本发明的AP1000核电蒸发器管子与管板胀接工艺参数的确定方法，包括：

(1)确定管子与管板胀接接头的最低拉脱强度指标值F_c，并确定胀接后管子减薄率的限定值R_pc；

管子减薄率R_p根据以下公式定义：

$R_p=[1-\frac{(D-d)}{2t}]\×100\%$

式中：D为管孔直径，d为胀管后管子内径，t为胀管前管子壁厚，单位均为mm，其中胀管后管子内径d随胀接压力P变化；

根据所述公式通过三维有限元计算得到管子与管板间不同初始间隙S₀时的胀接压力P与管子减薄率R_p的关系；

通过三维有限元计算得到管子与管板间不同初始间隙S₀时的胀接压力P与接头拉脱力F的关系；

通过三维有限元计算得到管子与管板间不同初始间隙S₀时的胀接压力P与管子和管板界面残余接触压力CP的关系；

其中初始间隙S₀为胀管前管板的管孔直径与管子外径差值的一半；

(2)测定常温下管板材料和管子材料的屈服强度；

(3)测定胀管前管子与管板间的初始间隙值S₀；

(4)根据所述不同初始间隙S₀时的胀接压力P与接头拉脱力F的关系，确定出相应于步骤(3)得到的初始间隙值S₀时的拉脱力F等于所述最低拉脱强度指标值F_c时的最小胀接压力值P_min；

(5)根据所述不同初始间隙S₀时的胀接压力P与管子减薄率R_p的关系，确定出相应于步骤(3)得到的初始间隙值S₀时的对应于所述胀接后管子减薄率限定值R_pc时的最大胀接压力值P_max；

(6)满足接头可靠性指标要求的胀接压力范围在所述最小胀接压力值P_min与所述最大胀接压力值P_max之间；

在所述最小胀接压力值P_min与所述最大胀接压力值P_max之间的中值到所述最大胀接压力值P_max的区间内选取胀接压力进行胀接和拉脱试验，确定出相应于步骤(3)得到的初始间隙S₀的最佳胀接压力P₀，并通过所述不同初始间隙S₀时的胀接压力P与接头拉脱力F的关系确定出对应于所述最佳胀接压力P₀的拉脱力F₀；

(7)根据所述不同初始间隙S₀时的胀接压力P与管子和管板界面残余接触压力CP的关系，确定出对应于步骤(3)得到的初始间隙值S₀和所述最佳胀接压力P₀的界面残余接触压力CP₀。

通过本发明可降低确定AP1000第三代核电蒸发器管子与管板胀接工艺参数的试验成本，并提高准确性。

附图说明

图1是根据本发明的AP1000核电蒸发器管子/管板的结构。

图2是根据本发明的AP1000核电蒸发器管孔及排列方式。

图3是本发明提供的管子与管板间不同初始间隙S₀时胀接压力P与接头拉脱力F的关系曲线族。

图4是本发明提供的管子与管板间不同初始间隙S₀时胀接压力P与管子减薄率R_p的关系曲线族。

图5是本发明提供的管子与管板间不同初始间隙S₀时胀接压力P与管子/管板界面残余接触压力CP的关系曲线族。

具体实施方式

本发明基于先进的三维有限元模拟计算，深入研究了AP1000核电蒸发器管子/管板胀接的力学过程及各种参数对接头性能的影响，基于各力学参数及其相互关系的深入分析，建立了确定胀接工艺参数的科学分析计算方法。该方法可降低确定胀接工艺参数的试验成本，并提高准确性。

本发明适用的第三代AP1000核电蒸发器管子/管板的结构如图1所示，管板厚度798mm，管子外径17.48mm，管子内径15.46mm，管子壁厚1.01mm，末胀间隙(图1中放大部分)为0～6.35mm。管孔及排列方式如图2所示，管孔按三角形排列，管孔直径17.73mm，节距24.892mm。适用的管板材料为A508类低合金钢锻件，其屈服强度范围在410MPa-530MPa；传热管(即核电蒸发器管子)材料为Alloy 690(镍基690合金)，其屈服强度范围在285MPa-360MPa，该范围是本发明通过数值模拟计算确定的，如超出此范围，则不益用本发明。确定胀接工艺参数的分析计算方法如下：

(1)依据相关技术标准和规范(如美国ASME、法国RCC-M等)，确定AP1000核电蒸发器管子与管板胀接接头的最低拉脱强度指标值F_c，及胀接后管子减薄率的限定值R_pc。管子减薄率R_p按下式(1)定义，本方法图4及(6)～(9)式中的管子减薄率R_p是用三维有限元通过下式(1)计算的。

$R_p=[1-\frac{(D-d)}{2t}]\×100\%---\left(1\right)$

其中D-管孔直径，d-胀管后管子内径，t-胀管前管子壁厚。图1中标注了胀管前的管子外径17.48mm和管子内径15.46mm，胀管前管子壁厚t＝(17.48-15.46)/2＝1.01mm；图2中标注的管孔直径设计值为17.73mm，胀管后管子内径d随胀接压力变化。

(2)试验测定常温下A508类低合金钢锻件管板材料的屈服强度，其测定值应在410MPa-530MPa范围内；测定常温下Alloy 690传热管材料的屈服强度，其测定值应在285MPa-360MPa范围内。

(3)胀管前测定管子与管板间的初始间隙值S₀，即胀管前管孔直径与管子外径差值的一半。胀管前管孔直径设计值为17.73mm，管子外径为17.48mm，按此值计算的S₀＝(17.73-17.48)/2＝0.125mm。实际制造中胀管前管孔直径与管子外径与设计值有偏差，需要实际测定后，计算确定管子与管板间的初始间隙值S₀。

(4)依据管子与管板间的初始间隙值S₀，由图3中不同初始间隙S₀时的胀接压力P与接头拉脱力F的关系曲线族，或由图3中各曲线的数学表达式(2)～(5)插值计算确定出相应于S₀时的拉脱力等于最低拉脱强度指标值F_c时的最小胀接压力下限值P_min。图3中各曲线的数学表达式如下：。

S₀＝0.125mm：

F＝2924-44.55P+0.251P²-6.160×10^-4P³+5.603×10^-7P⁴，P＝220-320MPa  (2)

S₀＝0.15mm：

F＝2256-33.97P+0.188P²-4.538×10^-4P³+4.039×10^-7P⁴，P＝220-320MPa  (3)

S₀＝0.29mm：

F＝252.80-3.353P+0.014P²-1.745×10^-5P³-1.686×10^-9P⁴，P＝220-330MPa    (4)

S₀＝0.43mm：

F＝1256.4-17.31P+0.087P²-1.866×10^-4P³+1.473×10^-7P⁴，P＝240-380MPa    (5)

(5)依据管子与管板间的初始间隙值S₀，由图4中不同初始间隙S₀时的胀接压力P与管子减薄率R_p的关系曲线族，或由图4中各曲线的数学表达式(6)～(9)插值计算确定出对应于胀接后管子减薄率限定值R_pc时的最大胀接压力P_max。图4中各曲线的数学表达式如下：

S₀＝0.125mm：

R_p＝-5.053+0.064P-2.535×10^-4P²+3.522×10^-7P³，P＝220-360MPa    (6)

S₀＝0.15mm：

R_p＝-4.977+0.064P-2.535×10^-4P²+3.522×10^-7P³，P＝220-360MPa    (7)

S₀＝0.29mm：

R_p＝-5.202+0.071P-2.807×10^-4P²+3.853×10^-7P³，P＝220-360MPa    (8)

S₀＝0.43mm：

R_p＝-9.336+0.121P-4.60×10^-4P²+6.003×10^-7P³，P＝220-380MPa    (9)

(6)P_min和P_max之间即为满足接头可靠性考核指标要求的胀接压力范围。为保证接头有较高的拉脱强度和良好的密封性，可在P_min和P_max之间的中值到P_max的上区间范围选取胀接压力进行少量胀接和拉脱试验，并依相关技术标准和规范(如美国ASME，法国RCC-M规范等)考核接头性能，通过综合分析可确定出相应于初始间隙S₀的最佳胀接压力P₀，并通过图3或式(2)～(5)结合试验可确定出接头的拉脱强度。由于胀接保压时间对接头性能影响很小，可依实际情况及经验自行确定。

(7)依据相应于初始间隙S₀的最佳胀接压力P₀，由图5中不同初始间隙S₀时的胀接压力P与管子/管板界面残余接触压力CP的关系曲线族，或由图5中各曲线的数学表达式(10)～(13)计算插值确定出对应于S₀和P₀时的界面残余接触压力CP₀，为分析评价接头的服役可靠性提供技术参数。图5中各曲线的数学表达式如下：

S₀＝0.125mm：

CP＝-55.52+0.272P，P＝220-340MPa    (10)

S₀＝0.15mm：

CP＝-56.55+0.272P，P＝220-350MPa    (11)

S₀＝0.29mm：

CP＝-57.62+0.265P，P＝220-360MPa    (12)

S₀＝0.43mm：

CP＝-61.33+0.263P，P＝240-380MPa    (13)

实施例1

(1)如按美国ASME规范，管子与管板胀接接头设计时的轴向载荷L＝A_t×S_y×f_r，其中A_t为传热管横截面积，S_y为传热管材料在操作温度下的最低屈服强度，f_r为接头可靠性因子，其最低取值为0.7(按ASME规范最低取为0.7，低于0.7则接头不可靠)。对于图1中所示的AP1000传热管，其管子外径为17.48mm和管子内径为15.46mm，管子壁厚t＝(17.48-15.46)/2＝1.01mm，则管子横截面积的计算值A_t＝52.23mm²，从ASME规范查得，340℃操作温度下Alloy 690管子的最小屈服强度S_y＝190MPa，f_r的值取为0.7，则计算的轴向载荷L＝A_t×S_y×f_r＝6.947KN。即AP1000核电蒸发器管子与管板胀接接头最低应达到的拉脱强度指标值应为F_c＝6.947KN。如考虑到不发生过胀，按制造企业相关标准和本方法图4，胀后管子减薄率的限定值取为R_pc＝1.25％，制造企业依据经验，R_pc在1～3％，即超过该值后，管子减薄率R_p随胀接压力快速升高，可能发生过胀。

(2)如常温下试验测定的A508低合金钢管板材料的屈服强度为510MPa，Alloy 690传热管材料的屈服强度为325MPa，其值均在本发明的适用范围内。

(3)胀管前测定管子与管板间的初始间隙值S₀，该值为胀管前管孔直径与管子外径差值的一半。图2中胀管前管孔直径设计值为17.73mm，图1中胀管前管子外径设计值为17.48mm。实际制造中胀管前管孔直径与管子外径与设计值有偏差，需要实际测定。如实际测定后，计算的管子与管板间的初始间隙值S₀＝0.23mm。

(4)依据管子与管板间的初始间隙值S₀＝0.23mm(选择图3中S₀最接近的曲线)，由图3或式(2)～(5)插值计算确定出相应于初始间隙值S₀＝0.23mm时拉脱力F＝F_c＝6.947KN时的最小胀接压力值P_min＝241MPa。

(5)依据管子与管板间的初始间隙值S₀＝0.23mm，由图4或式(6)～(9)插值计算确定出对应于胀接后管子减薄率限定值R_pc＝1.25％时的最大胀接压力P_max＝309MPa。

(6)从而得到满足接头可靠性指标要求的胀接压力范围为：241MPa-309MPa之间。为保证接头有较高的拉脱强度和良好的密封性，可在241MPa-309MPa之间的中值275MPa到上限值309MPa之间的上区间范围选取胀接压力进行少量胀接和拉脱试验，并依相关技术标准和规范(如美国ASME)考核接头性能，如通过综合分析确定出相应于初始间隙S₀＝0.23mm的最佳胀接压力P₀＝290MPa，则由图3或式(2)～(5)计算，结合实验可得到接头的拉脱强度为18.9KN左右，远高于F_c＝6.947KN。即胀接接头是可靠的，且具有足够的安全裕度。

(7)依据相应于初始间隙S₀＝0.23mm的最佳胀接压力P₀＝290MPa，由图5或式(10)～(13)可插值确定出对应于S₀和P₀时的界面残余接触压力CP₀＝20.37MPa。按ASME规范，胀接后界面的残余接触压力应不超过操作温度下管子或管板材料最低屈服强度值的58％。从ASME规范可查得强度较低的Alloy690材料在AP1000核电340℃操作温度下的最低屈服强度值为190MPa，从而得58％×190＝110MPa。CP₀＝20.37MPa小于110MPa，因此P₀＝290MPa的胀接压力可以满足接头的服役可靠性要求。

以上实施例仅用于说明但不限制本发明。在权利要求的范围内本发明还有多种变形和改进。凡是依据本发明的权利要求书及说明书内容所作的简单、等效变化与修饰，皆落入本发明专利的权利要求保护范围。

Claims (10)

1.一种AP1000核电蒸发器管子与管板胀接工艺参数的确定方法，包括：

(1)确定管子与管板胀接接头的最低拉脱强度指标值F_c，并确定胀接后管子减薄率的限定值R_pc；

管子减薄率R_p根据以下公式定义：

$R_p=[1-\frac{(D-d)}{2t}]\×100\%$

式中：D为管孔直径，d为胀管后管子内径，t为胀管前管子壁厚，单位均为mm，其中胀管后管子内径d随胀接压力P变化；

根据所述公式通过三维有限元计算得到管子与管板间不同初始间隙S₀时的胀接压力P与管子减薄率R_p的关系；

通过三维有限元计算得到管子与管板间不同初始间隙S₀时的胀接压力P与接头拉脱力F的关系；

通过三维有限元计算得到管子与管板间不同初始间隙S₀时的胀接压力P与管子和管板界面残余接触压力CP的关系；

其中初始间隙S₀为胀管前管板的管孔直径与管子外径差值的一半；

(2)测定常温下管板材料和管子材料的屈服强度；

(3)测定胀管前管子与管板间的初始间隙S₀；

(4)根据所述不同初始间隙S₀时的胀接压力P与接头拉脱力F的关系，确定出相应于步骤(3)得到的初始间隙S₀时的拉脱力F等于所述最低拉脱强度指标值F_c时的最小胀接压力值P_min；

(5)根据所述不同初始间隙S₀时的胀接压力P与管子减薄率R_p的关系，确定出相应于步骤(3)得到的初始间隙S₀时的对应于所述胀接后管子减薄率限定值R_pc时的最大胀接压力值P_max；

(6)满足接头可靠性指标要求的胀接压力范围在所述最小胀接压力值P_min与所述最大胀接压力值P_max之间；

在所述最小胀接压力值P_min与所述最大胀接压力值P_max之间的中值到所述最大胀接压力值P_max的区间内选取胀接压力进行胀接和拉脱试验，确定出相应于步骤(3)得到的初始间隙S₀的最佳胀接压力P₀，并通过所述不同初始间隙S₀时的胀接压力P与接头拉脱力F的关系确定出对应于所述最佳胀接压力P₀的拉脱力F₀；

(7)根据所述不同初始间隙S₀时的胀接压力P与管子和管板界面残余接触压力CP的关系，确定出对应于步骤(3)得到的初始间隙S₀和所述最佳胀接压力P₀的界面残余接触压力CP₀。

2.如权利要求1所述的方法，其特征在于，根据美国ASME规范或法国RCC-M规范确定步骤(1)中的所述最低拉脱强度指标值F_c。

3.如权利要求2所述的方法，其特征在于，所述最低拉脱强度指标值F_c为所述管子与管板胀接接头的轴向载荷L，通过以下公式确定：

L＝A_t×S_y×f_r，

式中：A_t为管子横截面积，单位为mm²，S_y为管子材料在操作温度下的最低屈服强度，单位为MPa，f_r为接头可靠性因子。

4.如权利要求3所述的方法，其特征在于，所述接头可靠性因子f_r的取值不低于0.7。

5.如权利要求1所述的方法，其特征在于，所述管板材料包括A508低合金钢锻件。

6.如权利要求5所述的方法，其特征在于，所述管板材料的屈服强度范围在410MPa-530MPa之间。

7.如权利要求1所述的方法，其特征在于，所述管子材料包括镍基690合金。

8.如权利要求7所述的方法，其特征在于，所述管子材料的屈服强度范围在285MPa-360MPa之间。

9.如权利要求2所述的方法，其特征在于，所述界面残余接触压力CP₀不超过管板材料或管子材料在操作温度下的最低屈服强度中的较低值的58％。

10.根据权利要求1所述的方法，其特征在于，所述胀接后管子减薄率的限定值R_pc在1～3％之间。

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