核电用泵水力部件的疲劳寿命设计.pdf

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1、·14·小景柱采2016年第3期核电用泵水力部件的疲劳寿命设计夏迪刘毅钟云周文霞(上海核工程研究设计院，上海；200233)摘要：AP1000主泵叶轮在试验中曾出现过疲劳裂纹，并因此影响了项目进展。为避免该状况再次出现，以确保核泵水力部件在不易监测和检查的高温、高压一回路介质中长期稳定运行，梳理了核泵水力部件疲劳设计需考虑的主要因素，并提出和分析验证了减小核泵水力部件疲劳睛况的设计修改方法。关键词：核电站用泵叶轮疲劳寿命压力脉动中图分类号：TH311文献标识码：A己]l吉F在核电厂运行过程中，对反应堆冷却剂泵、余热排出泵等重要泵设备的水力部件进行检修及备件善更换一直是一件麻烦而且代价

2、昂贵的工作，因此其醴}}R水力部件的设计寿命应等同于核电厂的设计寿命。运行过程中，泵叶轮内部真实的流动呈现三维、非定常、粘性的特征，主要体现在叶轮与导叶间的动静干涉、叶轮内流动分离、叶轮出口处二次疲劳寿命回流、汽蚀等fl1，上述流动状态均可造成泵机组运图1材料疲劳曲线行不稳定。其中叶轮的压力脉动对泵机组的振动、叶片疲劳寿命等影响较大，是近年来关注的热点之为斜率陡降的低周疲劳阶段和发展趋势相对平坦的一f2l。叶轮叶片表面所受压力脉动是叶片所承受的高周疲劳阶段【3l。主要疲劳载荷，压力脉动的幅值大小、频率成分直s—N曲线中得到的疲劳强度为理论疲劳强度，接决定了叶轮的使用寿命。在设计过程中

3、还需考虑下述影响因素【3I，包括：a)应力集中影响。材料的初始缺口或由零部1压力脉动致材料疲劳机理1．1材料疲劳特性疲劳是材料在低于屈服极限的循环应力反复作善用下的损伤累积、性能下降甚至断裂失效的过程囱。鹱材料在疲劳失效前所经历的应力循环次数称为疲劳鞋R寿命。材料的疲劳寿命与交变应力(应变)水平有关，可表示为应力(应变)一寿命曲线，上述设计疲劳曲线统称为S—N曲线，可根据材料的疲劳试验(如循环试验)测得。图1为ASME标准给出的某种不锈钢材料的疲劳曲线，图中材料疲劳曲线可分图2Goodman线图2016年第3期小兼ate．采·15·件自身结构形式导致的应力集中。Q——机组转频b)部件

4、静应力状况。材料所受静应力可影响在回转坐标系中，叶轮所受压力脉动频率为：材料疲劳寿命，静应力状况包含平均应力、动载荷f=nRdl'~(2)时域波形、载荷中间间隔等因素，其中平均应力对式中——任意正整数疲劳强度的影响最显著。图2为考虑平均应力修正广一导叶叶片数常用的Goodman线图，材料的实际疲劳强度需经n——机组转频过该线图的修正[41。叶轮材料所受交变应力取决于叶片几何形状、c)运行温度影响。通常金属的疲劳强度随温材料属性、交变载荷等因素。下文给出叶轮受到由度增加而下降。材料在常温下得到的疲劳强度需修压力脉动引起的交变载荷时叶片材料所受交变应力正到实际运行温度下。的求解方法。d)

5、其他的因素还包括部件表面粗糙度、输送1)未共振情况下的交变应力求解介质物性等。不考虑共振的情况，压力脉动以简谐波形式施在考虑上述影响因素后，确定最终的许用疲劳加于叶轮表面，叶轮材料承受对应载荷下的交变应强度列于表1中。力。在运行工况下，叶片材料所受应力很难通过试验直接测量，该交变应力可通过数值计算的方法求表1材料实际疲劳强度修正得。考虑叶轮本身的结构动力学特性，结合动态应理论疲劳强度力分析法或谐响应分析法可求解叶片材料所受交变静应力修正应力17]。材料缺陷修正通常，脉动压力的频率成分与叶片交变应力的设计余量频率成分一致，脉动压力的幅值越高，叶片所受交温度修正墨变应力幅值越大。降低压力

6、脉动的幅值是提高叶轮最终疲劳强度S：Sp。KKrKp’Kt疲劳寿命的重要方法。2)共振情况下的交变应力求解1．2压力脉动致疲劳应力的原因若交变载荷频率即压力脉动频率与叶轮固有频造成叶片内部压力脉动的主要因素为叶轮与导率接近，则引发叶轮的共振。共振可放大交变载荷叶间的动静干涉，反映在流场中表现为：1)势流角与交变应力的幅值，放大倍数由固有频率与交变载度分析，因叶轮与导叶相对位置变化，流道形状改荷频率的比值及叶片的结构阻尼共同决定。变，造成流线及流速大小的周期性改变，产生叶轮如图3所示，交变载荷频率接近叶轮固有频率表面周期性变化的压力场；2)考虑叶片厚度、粘性时，载荷放大倍数增加；叶轮结

7、构阻尼减小时，载边界层等因素，叶轮出口处流体的速度分布并不均荷放大倍数增加。实际放大倍数需结合振动力学相匀，受导叶干涉后流动进一步发展，并对上游叶轮关理论求解【81。内的压力分布产生影响，上述作用随动静部件相对位置的变化呈周期性变化。以上两种干涉作用分别称为势流相互作用和尾迹相互作用[51。动静干涉作用产生的根本原因是流道形状变化和叶轮出口尾迹干涉，其产生的压力脉动的主要频率成分由泵机组运行转速、导叶叶片数和叶轮叶片辎数共同决定。有研究表明[61：在静止坐