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 Fc， 并确定胀接后管子减薄 率的限定值 Rpc ；
管子减薄率 Rp 根据以下公式定义 ：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 Rp 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 Fc 时的最 小胀接压力值 Pmin ；
(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 Rp 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 Rpc 时的最大 胀接压力值 Pmax ；
(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 Pmin 与所述 最大胀接压力值 Pmax 之间 ；
在所述最小胀接压力值 Pmin 与所述最大胀接压力值 Pmax 之间的中值到所述最大胀 接压力值 Pmax 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 Rp 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 Fc， 及胀接后管子减薄率的限定值 Rpc。管 子减薄率 Rp 按下式 (1) 定义， 本方法图 4 及 (6) ～ (9) 式中的管子减薄率 Rp 是用三维有限 元通过下式 (1) 计算的。
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 Fc 时的最小胀接压力下限值 Pmin。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 S0 ＝ 0.43mm ： F ＝ 1256.4-17.31P+0.087P2-1.866×10-4P3+1.473×10-7P4， P ＝ 240-380MPa(4)
(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 Rp 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 Rpc 时的最大胀接压力 Pmax。 图 4 中各曲线的数学表达 式如下 ：
S0 ＝ 0.125mm ：
Rp ＝ -5.053+0.064P-2.535×10-4P2+3.522×10-7P3， P ＝ 220-360MPa (6)
S0 ＝ 0.15mm ：
Rp ＝ -4.977+0.064P-2.535×10-4P2+3.522×10-7P3， P ＝ 220-360MPa (7)
S0 ＝ 0.29mm ：
Rp ＝ -5.202+0.071P-2.807×10-4P2+3.853×10-7P3， P ＝ 220-360MPa (8)
S0 ＝ 0.43mm ：
Rp ＝ -9.336+0.121P-4.60×10-4P2+6.003×10-7P3， P ＝ 220-380MPa (9)
(6)Pmin 和 Pmax 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 Pmin 和 Pmax 之间的中值到 Pmax 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 ＝ At×Sy×fr， 其中 At 为传热管横截面积， Sy 为传热管材料在操作温度下的最低屈服强度， fr 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 ＝ 2 (17.48-15.46)/2 ＝ 1.01mm， 则管子横截面积的计算值 At ＝ 52.23mm ， 从 ASME 规范查得， 340℃操作温度下 Alloy 690 管子的最小屈服强度 Sy ＝ 190MPa， fr 的值取为 0.7， 则计算的 轴向载荷 L ＝ At×Sy×fr ＝ 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 Fc ＝ 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 Rpc ＝ 1.25％， 制造企业依据经验， Rpc 在 1 ～ 3％， 即超过该值后， 管子减薄率 Rp 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 ＝ Fc ＝ 6.947KN 时的最小胀接压力值 Pmin ＝ 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 Rpc ＝ 1.25％时的最大胀接压力 Pmax ＝ 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 Fc ＝ 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。