朱賀/中科華核電技術(shù)研究院有限公司
黃燕壯汪義玲劉靜/南方風(fēng)機股份有限公司
臺山EPR第三代核電站核級風(fēng)機抗震性能分析*
朱賀/中科華核電技術(shù)研究院有限公司
黃燕壯汪義玲劉靜/南方風(fēng)機股份有限公司
核級風(fēng)機是EPR核電站通風(fēng)系統(tǒng)中的重要設(shè)施。對于抗震要求為“可操作性”的風(fēng)機,其必須保證在地震期間和地震后仍能夠正常運行。為對核級風(fēng)機在地震工況下的可操作性進(jìn)行驗證,采用ANSYS軟件進(jìn)行數(shù)值建模,并針對事故工況下的結(jié)構(gòu)應(yīng)力和定子轉(zhuǎn)子之間的間隙進(jìn)行分析。分析結(jié)果表明,在事故工況下該核級風(fēng)機均能夠滿足相關(guān)規(guī)范的要求。
核級風(fēng)機;分析法;抗震鑒定
對于在役電站抗震要求為1A(地震載荷下,要求設(shè)備具有可操作性)的核級風(fēng)機,其抗震鑒定多采用試驗法來完成。試驗法能夠較好地模擬地震,驗證風(fēng)機設(shè)備的抗震性能[1]。但是,試驗法的缺點也十分明顯。一方面,抗震試驗成本較高,抗震試驗所需要的樣機生產(chǎn)周期較長;另一方面,通過試驗法鑒定可以得到樣機是否滿足鑒定要求的結(jié)論,但是無法像分析計算法那樣直觀地找到風(fēng)機設(shè)備在抗震性能方面的薄軟環(huán)節(jié),不利于設(shè)備抗震性能改進(jìn)。近年來,隨著泵、閥等能動機械設(shè)備抗震鑒定研究的發(fā)展和有限元分析計算的不斷推廣,國外大部分能動機械設(shè)備的抗震鑒定均采用分析法來完成。在核電設(shè)備的抗震分析中,廣泛采用頻譜分析法,該方法可確定結(jié)構(gòu)上各危險點在整個地震歷程中的最大應(yīng)力和內(nèi)力[2-3]。對于3個不同方向輸入的地震響應(yīng)譜,采用平方和開平方根(SRSS)方法進(jìn)行組合,并在此基礎(chǔ)上考慮自重的最不利影響進(jìn)行工況組合[4-6]。
目前,計算方法中以基于譜分析方法的線性計算為主[5-6],非線性有限元計算已開始應(yīng)用于核電設(shè)備結(jié)構(gòu)的抗振性能計算中[7-8]。對于EPR機組有抗震要求的核級風(fēng)機,一般采用譜分析法分析IE(檢測地震,數(shù)值為DBE譜值的1/5)和DBE(設(shè)計基準(zhǔn)地震)載荷下風(fēng)機結(jié)構(gòu)響應(yīng),首先對結(jié)構(gòu)系統(tǒng)建立有限元模型,確定相應(yīng)的計算參數(shù),進(jìn)行模態(tài)分析,計算出系統(tǒng)的固有頻率,然后對其整體結(jié)構(gòu)進(jìn)行應(yīng)力計算。在對核級風(fēng)機進(jìn)行可操作性驗證時,首先需要保證風(fēng)機在所有工況下的應(yīng)力都處于彈性階段,不會出現(xiàn)永久性變形;其次,要限制風(fēng)機的彈性變形量,避免過大的彈性變形。
針對臺山EPR機組某核級風(fēng)機結(jié)構(gòu)參數(shù),采用ANSYS 14.5有限元分析軟件對其整體進(jìn)行建模和抗震性能計算,并依據(jù)ASMEAG-1[9]規(guī)范對其在正常運行、異常工況及事故工況下進(jìn)行抗震評定。
1.1 計算模型
核級軸流風(fēng)機由殼體、葉輪、電機和風(fēng)機支架等重要部件組成。電機作為能動部件,一般單獨采用計算或試驗的方法來進(jìn)行抗震鑒定。在風(fēng)機計算中,把電機簡化為質(zhì)量點處理,通過剛性連接把電機與電機支座相連;葉輪軸根部與電機質(zhì)量點進(jìn)行節(jié)點耦合處理,考慮到電機剛性一般遠(yuǎn)遠(yuǎn)高于風(fēng)筒和葉片而且電機軸與電機前端蓋為過贏配合,這種簡化方式比較合理。對于風(fēng)機整體模型,在ANSYS中采用shell181單元進(jìn)行模擬,對于風(fēng)機支架與風(fēng)筒連接的重要螺栓,采用beam188單元進(jìn)行模擬。風(fēng)機支架與錨固板為焊接,在計算中簡化為固定點,并在固定點上施加地震載荷。采用ANSYS 14.5對風(fēng)機進(jìn)行了有限元建模,Y軸為垂直向,XZ為水平向,風(fēng)機的整體結(jié)構(gòu)及ANSYS有限元模型見圖1。
圖1 風(fēng)機整體結(jié)構(gòu)示意圖及ANSYS有限元模型圖
1.2 模態(tài)分析
為了得到風(fēng)機的振動特性,首先對風(fēng)機的振型模態(tài)進(jìn)行了計算分析??紤]到臺山EPR機組樓層響應(yīng)譜的截止頻率為50Hz,因此利用有限元程序分析了截止頻率為50Hz的風(fēng)機結(jié)構(gòu)整體模態(tài)。通過對參與質(zhì)量的分析得出風(fēng)機的前3階振形對應(yīng)的頻率分別為35.1Hz,36.5Hz和 49.0Hz,各主要振型的質(zhì)量參與系數(shù)列于表1中。設(shè)備的主要振形如圖2所示。
由于設(shè)備的總質(zhì)量為337kg,因此設(shè)備在三個不同方向上的參與質(zhì)量均未達(dá)到總質(zhì)量的90%,根據(jù)NUREG/CR6645[10]的要求,對于高頻段的殘余質(zhì)量采用等效靜力法計算其地震下的響應(yīng)。
圖2 風(fēng)機設(shè)備典型振形圖
表1 各階振形對應(yīng)的頻率與參與質(zhì)量表
1.3 組合工況載荷
在抗震動力計算中主要考慮正常工況、異常工況和事故工況,相應(yīng)的荷載組合示于表2。風(fēng)機的設(shè)計壓力為1 800Pa。為了計算結(jié)果更為保守,葉片上的風(fēng)壓施加方向與重力方向一致。在譜分析中,地震反應(yīng)譜取臺山核電站所有核級風(fēng)機安裝處的包絡(luò)譜(RRS),計算中阻尼比取4%,相應(yīng)的反應(yīng)譜曲線示意圖見圖3。
表2 主要工況及相應(yīng)載荷組合表
圖3 臺山核電廠核級風(fēng)機安裝位置水平和垂直向包絡(luò)譜圖
2.1 當(dāng)量應(yīng)力及強度評定準(zhǔn)則
核級風(fēng)機機殼、葉輪和風(fēng)機支撐等重要部件的材料為Q235B,其基本許用應(yīng)力強度S為90MPa。風(fēng)機在不同工況下的許用應(yīng)力值根據(jù)ASME AG-1確定,見表3。其中,在事故工況下使用B級準(zhǔn)則進(jìn)行校核,可以限制風(fēng)機彈性變形的大小。
表3 風(fēng)機在不同工況下的許用應(yīng)力限值表
由于風(fēng)機在A,B準(zhǔn)則下的許用應(yīng)力相同,但事故工況下風(fēng)機所承受的載荷更為苛刻,所以只需對風(fēng)機在事故工況下的應(yīng)力強度按照B級準(zhǔn)則評定即可以包絡(luò)所有工況。
2.2 風(fēng)機變形的評定準(zhǔn)則
為了保證核級風(fēng)機在地震工況下仍能夠正常運行,在計算中需要對設(shè)備的彈性變形加以限制,根據(jù)ASME AG-1的要求,風(fēng)機在不同工況下的許用變形值見表4。
表4 風(fēng)機在不同工況下的許用變形量限值表
表4中dmax為設(shè)備允許的最大變形,對于風(fēng)機而言一般取定子轉(zhuǎn)子之間的間隙作為設(shè)備允許的最大變形。由于風(fēng)機在A,B準(zhǔn)則下的許用變形量相同,但事故工況下風(fēng)機所承受的載荷更為苛刻,所以只需對風(fēng)機在事故工況下的變形量按照B級準(zhǔn)則評定即可以包絡(luò)所有工況。
2.3 應(yīng)力強度與變形量評定
在事故工況下,對核級軸流風(fēng)機進(jìn)行了有限元計算,對地震在3個不同空間分量響應(yīng)的組合應(yīng)采用SRSS方法,然后考慮與自重荷載進(jìn)行組合,并使所得的當(dāng)量應(yīng)力為最大值[5]。地震工況下,風(fēng)機結(jié)構(gòu)的當(dāng)量應(yīng)力見表5。計算結(jié)果表明,事故工況下風(fēng)機的當(dāng)量應(yīng)力低于其相應(yīng)應(yīng)力限值,滿足ASME AG-1的要求。在事故工況下,風(fēng)機結(jié)構(gòu)的當(dāng)量應(yīng)力分布見圖4。
表5 風(fēng)機結(jié)構(gòu)的應(yīng)力評定表MPa
圖4 風(fēng)機在事故工況下的應(yīng)力分布圖
在事故工況下,風(fēng)機筒體的最大變形量為0.49mm,葉輪最大變形量為0.516mm,二者最大相對變形量為1.006mm,小于風(fēng)機定子轉(zhuǎn)子之間的最小設(shè)計間隙2mm,因此風(fēng)機葉輪與風(fēng)筒在地震工況下不會發(fā)生剮蹭,仍滿足可操作性要求,計算結(jié)果見圖5。
圖5 風(fēng)機在事故工況下的變形圖
針對螺栓緊固件和螺紋零件的拉伸、剪切和彎曲的許用應(yīng)力,在RCC-M[11]標(biāo)準(zhǔn)的ZVI-2461中有詳細(xì)規(guī)定。通常,在一般工況下螺栓均同時承受拉伸和剪切的組合作用,此時的組合應(yīng)力比要小于1.0。在事故工況下,對結(jié)構(gòu)的3個風(fēng)機筒體與風(fēng)機支架的連接螺栓進(jìn)行了評定。支撐桿螺栓的最大復(fù)合應(yīng)力比見表6,支撐桿螺栓的最大復(fù)合應(yīng)力比遠(yuǎn)小于1.0,因此螺栓滿足強度要求。
依據(jù)RCC-M規(guī)范H3282的規(guī)定,母材抗拉強度在310~415MPa時,角焊縫剪應(yīng)力以及拉應(yīng)力的極限值為125MPa。對風(fēng)機在事故工況下風(fēng)機支架與連接板處的焊縫進(jìn)行了強度評定,其最大應(yīng)力值見表6,最大應(yīng)力值均遠(yuǎn)小于許用值的125MPa,因此滿足強度要求。
表6 事故工況下風(fēng)機螺栓與焊縫的評定表
本文介紹了分析法抗震鑒定的計算方法與過程、應(yīng)力與變形量的評定準(zhǔn)則,并采用ANSYS 14.5軟件對臺山EPR機組核級風(fēng)機進(jìn)行了有限元建模、應(yīng)力變形量計算、強度和可操作性評定。在地震工況下,通過對3個方向地震響應(yīng)的SRSS組合,并考慮其他荷載的不利影響,依據(jù)ASME AG-1規(guī)范進(jìn)行結(jié)構(gòu)的強度和變形評定。結(jié)果表明:該核級風(fēng)機具有良好的抗震性能,在地震工況下能夠滿足其抗震要求。但通過分析也發(fā)現(xiàn),風(fēng)機風(fēng)筒與風(fēng)機支撐連接處應(yīng)力較高,風(fēng)筒底部剛性稍弱,變形量較大。對于更大型號的軸流風(fēng)機,在設(shè)計中應(yīng)重點考慮這兩方面的加強。
[1]IEEE344 Recommended Practice for Seismic Qualification of Class1EEquipment for Nuclear Power,2004.
[2]譚忠文,王海濤,何樹延.核電廠大型組合結(jié)構(gòu)的有限元抗震分析方法研究[J].核科學(xué)與工程,2008,28(2):188-192.
[3]李增光,王炯,吳天行.核電廠環(huán)形吊車抗震計算分析[J].核動力工程,2008,29(1):46-49.
[4]Zhang Z,He S,Xu M.Seismic Analysis of Liquid Storage Container in Nuclear Reactors[J].Nuclear Engineering and Design,2007,237:1325-1331.
[5]王明彈,凌云,王曉雯,等.先進(jìn)核電廠半球頂安全殼抗震分析[J].原子能科學(xué)技術(shù),2008,42(S1):401-407.
[6]Sinha JK.Simplified method for the seismic qualification using measuredmodal data.Nuclear Engineering and Design[J].2003, 224:125-129.
[7]Kostarev V V,Petrenko A V,Vasilyev P S.An Advanced Seismic Analysis of an NPP Powerful Turbogenerator on an Isolation Pedestal[J].Nuclear Engineering and Design,2007, 237:1315-1324.
[8]Nakamura N,Akitab S,Suzukic T,etal.Study of Ultimate Seismic Response and Fragility Evaluation of Nuclear Power Building using Nonlinear Three-Dimensional Finite Element Model[J].Nuclear Engineeringand Design,2010,240:166-180.
[9]AMSEAG-1Code on Nuclear Airand Gas Treatment.
[10]NUREG/CR-6645 Reevaluation of Regulatory Guidance on Modal Response Combination Method for Seismic Response Spectrum Analysis
[11]RCC-M壓水堆核島機械設(shè)備設(shè)計和建造規(guī)范:H篇,附錄ZVI[S].2000.
Seism ic Performance Analysis of Nuclear Fan for Taishan EPR the Third-generation Nuclear Power Plant
Zhu He/China Nuclear Power Technology Research Institute
Huang Yanzhuagn,Wang Yiling,Liu Jing/ Nanfang Ventilator Co.,Ltd.
The safety-related fan is an important facility of HVAC system in nuclear power plants.The safety function and operability shall be satisfied under and after the seismic condition for the nuclear fan with the seismic requirement“Operability”.In order to verify the operability of nuclear fan in seismic condition,the fan model is analyzed using finite elementmodel with ANSYS software and the structure stress and the clearance between rotor and stator under the accident condition is analyzed.The results show that the nuclear fan can achieve the requirements in accidental condition.
nuclear fan;analysismethod; seismic qualification
TH432.1;TK05
A
1006-8155(2015)04-0027-06
10.16492/j.fjjs.2015.04.107
*國家資助項目:國家高技術(shù)研究發(fā)展計劃(863計劃)資助(課題編號:2012AA050902)
2015-02-21廣東深圳518124