董學蓮，廖佳敏，張聰林，趙 雄，費 凌

核一級楔形雙閘板閘閥抗震性能分析

董學蓮，廖佳敏，張聰林，趙 雄，費 凌

（西華大學機械工程學院，四川 成都 613009）

核電設備的抗震性能是衡量其安全可靠性的重要指標之一。本文針對一種大型核電站用楔形雙閘板閘閥進行了抗震性能分析。首先，基于ANSYS平臺對該閥門的基頻進行分析，確定了抗震分析的方法，即等效靜力法；其次，基于所采用的方法，對其在承受工況載荷、地震載荷以及自身重力情況下的受力進行了分析，得到了閥門的等效應力應變，在該過程中，為減少單純載荷反應產(chǎn)生的疊加誤差，采用了將各個方向的振型進行綜合開方的方法；最后，根據(jù)ASME應力評價規(guī)范，在閥門組件危險點處劃定路徑并進行評定。結(jié)果表明，所劃定的3條危險路徑應力分布均未超過閥門所能承受的應力極限值，即所設計的閥門符合設計規(guī)范，能夠滿足工況要求。論文分析結(jié)果為該類核一級電站閥門的抗震分析以及進一步結(jié)構(gòu)優(yōu)化設計提供了參考依據(jù)。

楔形雙閘板；閘閥；核電；抗震性能分析；等效靜力法；應力評價；ANSYS

閘閥在管道供水系統(tǒng)和石油化工行業(yè)中廣泛應用，用于對介質(zhì)進行全開和全切斷[1]。按照密封形式，可將閘閥分為平行閘閥、平行雙閘板式閘閥、楔形閘閥以及楔形雙閘板閘閥等。在核電站類閥門中，楔形雙閘板閘閥由于具有的獨特結(jié)構(gòu)，得到了較好的應用。一方面，為了彌補閥板密封面角度在加工過程中產(chǎn)生的偏差，該閥門的閥板設計為2塊；另一方面，2塊閥板中間用頂芯連接，通過頂芯調(diào)整密封面角度，2塊閥板與閥座之間能實現(xiàn)很好的密封效果。

由于楔形雙閘板閘閥的結(jié)構(gòu)比普通閥門大，在安裝前必須進行安全可靠性測試，以避免由于安裝后再測試造成損失。同時，對于核一級閥門而言，在設計時必須考慮閥門在地震載荷工況下的應力情況。通常情況下，驗證閥門的抗震性能需要利用相關(guān)設備進行抗震試驗，以保證其抗震性能。

在已有的文獻中，閥門抗震性能分析已經(jīng)取得了一定成果。何慶中等[2]針對一種真空破壞閥進行了抗震分析，驗證了該閥門的抗震性能。文獻[3]針對一種襯套閥進行了抗震性能分析，得到了在多工況下的震動響應，并基于分析結(jié)果進行了系統(tǒng)結(jié)構(gòu)優(yōu)化。曾立飛等[4]研究了汽輪機調(diào)節(jié)閥閥桿系統(tǒng)震動原因以及減震方法，解決了實際系統(tǒng)中閥桿震動造成的損失問題。劉愛國等[5]研究設計了一種直流換流閥，并通過數(shù)值模擬過程驗證了該閥門的抗震性能。徐志新等[6]驗證了一種核級風道調(diào)節(jié)閥，通過Nastran軟件模擬了其在地震載荷下的震動性能。周文霞等[7]對一種核電站主泵機組的地震響應譜進行了分析。陳衛(wèi)忠等[8]給出了地下工程的抗震分析方法及評價指標。沈偉等[9]針對一種核級蒸汽安全閥進行了模態(tài)分析及結(jié)構(gòu)優(yōu)化，得到了地震載荷以及設計載荷工況下閥門組件的應力分布，并基于計算結(jié)果對系統(tǒng)組件進行了校核，驗證了該閥門的抗震性能。以上研究所涉及到的閥門或類似閥門設備體積小，容易制造，在結(jié)構(gòu)優(yōu)化過程中易于再設計。

目前，國內(nèi)對大口徑核電閘閥的抗震分析文獻較少。本文針對一種核一級楔形雙閘板閘閥進行了抗震性能分析，研究了一種適合該類閥門抗震分析的數(shù)值模擬方法，并采用ASME規(guī)范標準對其進行了應力評定。

1 楔形雙閘板閘閥工作原理、技術(shù)參數(shù)及主要問題

1.1 工作原理

楔形雙閘板閘閥結(jié)構(gòu)如圖1所示。該閥門主要由閥體、閥座、頂芯、閥板和閥桿組成。工作介質(zhì)從左側(cè)進入，經(jīng)過腔體后由右側(cè)流出。通常情況下，閥座是該類閥門易磨損變形部位。本文采用楔形雙閘板結(jié)構(gòu)，可以有效提高其密封性能；同時，結(jié)合所設計的頂芯結(jié)構(gòu)，可以有效消除閥板與閥座密封面的間隙。在長期工作后，閥板密封面會被磨損，由于閥板為楔形結(jié)構(gòu)，可以在二者間增加補償片，以保證閥門能夠正常工作，從而降低設計成本。

1.2 主要技術(shù)參數(shù)

本文設計的楔形雙閘板閘閥主要工況參數(shù)為：設計壓力10.3 MPa，溫度545 ℃。由熱力學方程可知，介質(zhì)在該工況下為過熱蒸汽態(tài)。過熱狀態(tài)介質(zhì)對閥門本體材料的選擇以及加工工藝均有嚴格的要求。結(jié)合閥門工作環(huán)境，本文選用閥門材料如下：閥體選用WC9，閥座與閥板則采用12Cr1MoV（所選材料和實際閥門一致）。這2種材料強度高，在高溫條件下依然具有較好的機械性能，其相應的物理性能見表1。

表1 閥座和閥體材料物理性能

Tab.1 The physical properties of materials for the seat and valve body

1.3 主要存在問題

在該閥門工作過程中，當閥桿提升行程較小時，閥板與閥座間隙形成吼口，工作介質(zhì)快速通過時在出口側(cè)暫時形成負壓，會對閥座造成震動甚至損壞。此外，在電站系統(tǒng)設計中，也必須考慮由地震等自然災害造成的震動對核一級閥門的影響。

因此，在該類閥門投入使用前，必須進行閥門抗震性能檢測。然而，本文所研究的核電閘閥公稱通徑為DN450，由于體積及重量原因，無法完成動態(tài)探查試驗，即掃頻試驗。同時考慮到成本因素，本文采用數(shù)值模擬方式進行抗震性能分析。目前，一些設計研究院，如中國核動力設計研究院，以及相關(guān)標準，如法國RCCM核電標準和美國ASME標準中，針對大口徑核電閘閥也采用有限元方法進行分析。在數(shù)值模擬中，采用合適的方法以及評價方式是該項工作的難點。

2 楔形雙閘板閘閥抗震性能分析

2.1 模型建立與載荷分析

根據(jù)圖1所示的閥門結(jié)構(gòu)建立該閘閥的三維模型?；趆ypermesh對該三維模型進行網(wǎng)格劃分，得到該閥門的有限元模型。在劃分網(wǎng)格時，由于閥座以及閥板是該閥門的重要部件，對其進行了網(wǎng)格加密處理。最終得到模型網(wǎng)格數(shù)為852 919，節(jié)點數(shù)為1 368 127，網(wǎng)格質(zhì)量較好。經(jīng)驗證，再增加此模型網(wǎng)格數(shù)量，并不會提高計算結(jié)果的精度，故此網(wǎng)格劃分合理。最終得到的網(wǎng)格模型如圖2所示。

由于該閘閥結(jié)構(gòu)、受力均具有對稱性，本文選取半模型進行分析，采用對稱邊界，兩端固定約束。此外，考慮到閥門的安裝工況，在建立模型時將兩側(cè)管道進行同直徑加長，以盡量符合閥門工作情況。

在抗震分析中，施加載荷為閥門工況載荷、地震載荷和閥門自身的重量。通常閥門抗震分析的載荷類型分為O/A、B、C、D級。其中，O/A級載荷適用于正常工況，B級載荷對應較可能發(fā)生的異常工況，C級載荷對應緊急工況，D級載荷對應極限事故工況。本文進行抗震分析時選用了D級載荷。

值得注意的是，地震波屬于連續(xù)的非線性載荷，在實際工況下，很難獲得該類信號的數(shù)據(jù)分布情況。由文獻[10-11]可知，當物體的基頻大于33 Hz時，可以采用等效靜力法進行研究。該方法的基本思想是將地震載荷等效的轉(zhuǎn)化為慣性力施加在閥門上，采用靜力結(jié)構(gòu)分析的方法計算其結(jié)構(gòu)應力與位移，并基于該結(jié)果進行閥門的抗震性能分析。該分析方法不能動態(tài)地反映各部件之間的動力特性及動力耦合關(guān)系，但其優(yōu)點也很突出，如物理概念清晰、計算簡單、工作量小，并且計算需要的參數(shù)易確定[10]。此外，考慮到閥門組件之間的接觸關(guān)系，本文采用增強拉格朗日接觸算法，在閥座與閥板、閥座與閥體之間進行接觸分析。

2.2 抗震性能分析結(jié)果

按照ASME核電規(guī)范與標準BPVC-Ⅲ，部件在組合載荷作用下，其薄膜應力L，薄膜應力與彎曲應力之和L+b，以及薄膜應力、彎曲應力及二次應力之和L+b+需小于應力限值，限值分別為1.5、1.8、3MPa（為表1中材料的許用強度）。

在抗震分析中，首先需要提取閥門在地震載荷下的固有振型。表2給出了閥門前6階振型。為了閱讀方便，本文僅列出了閥門的第1階、第3階、第6階振型圖，分別如圖3所示。從圖3可以看出，其第1階固有頻率為149.86 Hz，滿足等效靜力分析法的條件，故本文的分析方法合理。

表2 閥門前6階振型

Tab.2 The first six order vibration modes of the valve

2.3 模擬結(jié)果分析與評定

本文采用在地震載荷下的綜合計算方法，采取各個方向的平均值有利于減少由于單純疊加造成的誤差，進而能可靠地反映閥門的實際狀況[12]。在實際閥門設計中，強度計算只考慮系統(tǒng)重要的承壓組件，其余零件選取符合壓力和溫度的材料即可。本文主要針對閥體閥座等主要部件進行建模并進行應力分析，螺栓組件等的應力未給出。閥門載荷為工況壓力10.3 MPa、自身重力載荷、地震載荷（水平2個正交方向加速度為39 240 mm/s2，豎直方向加速度為19 620 mm/s2）以及溫度545 ℃下的等 效應力、等效應變、總變形、溫度梯度結(jié)果如 圖4所示。由圖4可以看出，閥門在上述載荷下的最大應力發(fā)生在閥座與閥體的接觸區(qū)域，最大應力為160.11 MPa。由于最大應力發(fā)生在閥門承重組 件沿壁厚方向，為了更好地評定，本文沿閥座及閥體的厚度方向進行應力評定。評定中，閥門壁厚為40 mm，樣點間距0.8 mm，所取樣點數(shù)能較好地反映壁厚方向的應力分布情況。閥座和閥體應力評定路徑如圖5所示。

根據(jù)ASME核電規(guī)范與標準BPVC-Ⅲ[13-14]，在閥門組件應力較高的地方，將各應力分量沿應力分布線進行當量化處理，同時提取危險路徑上一次局部薄膜應力、一次彎曲應力以及二次應力，并根據(jù)上述標準進行校核評定。此外，由閥門的工況條件可知，熱載荷存在于系統(tǒng)中，應該考慮熱應力的影響。本文溫度場考慮如下：進口側(cè)介質(zhì)接觸面加載溫度為545 ℃，閥體壁面設置為換熱壁面，換熱系數(shù)為0.000 005 W/(mm2·℃)。閥體應力評定結(jié)果如圖6所示。求取3個評定路徑的薄膜應力，薄膜應力與彎曲應力之和，薄膜應力、彎曲應力、二次應力之和，提取三者的應力最大值，根據(jù)2.2節(jié)評定準則，得到評定結(jié)果見表3。

表3 閥體和閥座應力路徑評定結(jié)果

Tab.3 The stress path assessment results for valve body and seat

從表3可以看出，在閥門承受工況，載荷、地震載荷、自身重力載荷以及溫度場工況下，閥門組件按照危險路徑標定的最大應力均未超過其極限值，表明閥門在該工況條件下的設計合理，滿足核一級閥門結(jié)構(gòu)設計要求。

3 結(jié)論及下一步工作

1）對所設計的楔形雙閘板閘閥進行模態(tài)分析，得到其基頻為149.86 Hz，大于33 Hz，表明對該閥門可采用等效靜力法進行抗震性能分析。

2）采用等效靜力法對該閥門進行分析，結(jié)果表明該閥門在承受工況載荷、地震載荷、自身重力載荷以及溫度場情況下，最大應力均符合ASME評價規(guī)范，進一步說明該閥門結(jié)構(gòu)設計的合理性。

3）目前關(guān)于大型核一級閘閥的抗震分析文獻相對較少，本文通過數(shù)值分析，得到了一種有效的閘閥抗震性能分析方法。其分析結(jié)果為該類大型核一級閥門的抗震性能分析以及進一步結(jié)構(gòu)改進設計提供了參考，也為其他大型核一級閥門的抗震分析提供了一定的參考依據(jù)。

4）在本文分析中，采用等效靜力法對該閥門進行了抗震性能分析。下一步工作是基于該分析方法結(jié)果，進一步對閥門結(jié)構(gòu)進行優(yōu)化，在閥門符合抗震性能規(guī)范的前提下，通過優(yōu)化閥門結(jié)構(gòu)，得到較好的流場分布特性，使得閥門能夠安全可靠運行。此外，在條件成熟下，準備利用相關(guān)設備進行閥門的抗震性能試驗，進一步驗證該方法的可行性。

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Seismic performance analysis of nuclear first class wedge-shaped double-gate valve

DONG Xuelian, LIAO Jiamin, ZHANG Conglin, ZHAO Xiong, FEI Ling

(College of Mechanical Engineering, Xihua University, Chengdu 610039, China)

Seismic performance of nuclear power equipment is one of the important indexes measuring its safety and reliability analysis system. In this paper, the seismic performance of a wedge-shaped double-gate for nuclear power plant is analyzed. First of all, the seismic analysis method, namely the equivalent static method, is determined by analyzing the basic frequency of the valve based on ANSYS platform. Secondly, based on the adopted method, the stress analysis of the valve under working condition load, seismic load and its own gravity is carried out, and the equal stress and deformation are obtained. In this process, in order to reduce the superposition error caused by the simple load reaction, the method of taking the comprehensive square root of the vibration modes in all directions is adopted. Finally, according to the ASME stress evaluation code for pressure vessels, the valve components are evaluated along the path of the danger point. The results show that, the stress distribution in the three defined danger paths does not exceed the limit value of the stress that the valve can withstand, which means that the designed method conforms to the design specification and can meet the requirements of working conditions. The analysis results provide a reference for seismic analysis and further structural optimization design of this kind of nuclear first class valves in power stations.

wedge-shaped double-gate, gate valve, nuclear power, seismic performance analysis, equivalent static method, stress evaluation, ANSYS

TM623.4

A

10.19666/j.rlfd.201904120

2019-04-29

四川省教育廳項目(182494)；西華大學校重點項目(217222)

Supported by：Sichuan Provincial Department of Education Project (182494); Key Project of Xihua University (217222)

董學蓮(1993)，女，碩士研究生，主要研究方向為機械結(jié)構(gòu)設計與機電控制技術(shù)，dongxuelian11@163.com。

張聰林(1993)，男，碩士研究生，主要研究方向機械制造與自動化技術(shù)，ZCL554411@163.com

董學蓮, 廖佳敏, 張聰林, 等. 核一級楔形雙閘板閘閥抗震性能分析[J]. 熱力發(fā)電, 2019, 48(10): 111-116. DONG Xuelian, LIAO Jiamin, ZHANG Conglin, et al. Seismic performance analysis of nuclear first class wedge-shaped double-gate valve[J]. Thermal Power Generation, 2019, 48(10): 111-116.

（責任編輯 劉永強）