核電常規島主給水泵泵體基本結構的分析與評定

張澄東，楊 云

（中國電建集團上海能源裝備有限公司，上海201316）

檢測與測試

核電常規島主給水泵泵體基本結構的分析與評定

張澄東，楊 云

（中國電建集團上海能源裝備有限公司，上海201316）

以百萬千瓦級核電常規島主給水泵為研究對象，采用ANSYS12.0軟件對泵殼、筒體、端蓋分別在接管載荷、內壓、自重、溫度載荷下進行應力分析，并根據應力分布選取可能出現應力集中的路徑，進行應力線性化，提取出評定所需的各應力值并進行安全評定。結果表明，在載荷不同的各個工況下，均滿足ASME相關標準的安全性要求。

核電常規島泵；應力分析；安全評定

電站常規島主給水泵是核電站二回路系統中主要設備和壓力邊界設備之一，它是保證核島安全運行和汽水品質的重要熱工系統，主要功能是將溫度、壓力和水質合格的給水送到蒸汽發生器。在核電廠啟動、運行、熱備用、冷卻和停堆期間，主給水系統通過主給水泵把給水輸送到蒸汽發生器并維持其水位，因此主給水泵對核電廠運行的經濟性、穩定性和安全性至關重要。

本文以百萬千瓦級核電常規島主給水泵為研究對象，采用ANSYS12.0軟件對主給水泵的主要承壓部件包括泵殼、筒體、大端蓋基本結構進行靜強度分析，根據ASME相關標準進行分析和評定。

1 分析模型

1.1 幾何與有限元模型

幾何模型：根據主給水泵結構，對部分幾何結構進行化簡，包括不產生應力集中的倒角、非承壓螺栓的螺栓孔，最終得到模型結構如圖1（a）所示。

有限元模型：采用四面體單元劃分幾何模型網格，最終網格模型包含網格單元數為246萬，如圖1（b）所示。

圖1 主給水泵分析模型

1.2 邊界條件

根據不同工況，考慮載荷：設計壓力（12 MPa）、溫度或運行壓力（8.6 MPa）、自重、接管載荷、溫度載荷（180.6℃），分析校核主給水泵各結構部件、支撐及固定部件的結構強度是否滿足I級核泵設計的基本要求，保證其在設計工況下不會發生部件的失效，以致對主給水泵安全性造成影響。

各工況載荷條件如表1所示，包括壓力、溫度、接管載荷及地震載荷。

在評定設計工況中，采用設計溫度和設計壓力；在評定A-D級工況中，采用工作溫度及壓力。

表1 主給水泵各工況載荷組合

注：①設計準則：設計工況。A級（B級）：正常運行（擾動工況）；B級：小地震、斷氣、斷油等；C級：緊急工況；D級：事故工況；

②P：內壓；T：溫度載荷；DW：自重；NNL：正常工況的接管載荷；OBE：運行基準地震；SSE：安全停堆地震（慣性部分）。

1.3 載荷分布

根據主給水泵的實際工作情況，在ANSYS 12.0軟件中，對泵體分別施加接管載荷、自重、內壓、溫度載荷，在泵體的地腳螺栓處添加固定約束，具體如下：

接管載荷在模型中的添加位置及應力分布，如圖2所示。符號A表示四個螺栓孔處的固定約束；符號B、C表示進口處接管載荷x、y、z三個方向的合力和合彎矩；符號D、E表示出口處接管載荷x、y、z三個方向的合力和合彎矩。

圖2 接管載荷設置

對泵體添加自重載荷，添加位置及應力分布，如圖3所示。圓圈中表示泵體的自重載荷。

圖3 自重設置

內壓：主給水泵的實際工作壓力是8.6 MPa，設計壓力為12 MPa，邊界條件相同。設計壓力下邊界條件的具體添加位置及應力分布如圖4所示。淺灰區域為添加內壓載荷的區域，主要是泵體內部有工作流體經過的部位、流道等。

圖4 內壓設置

溫度載荷：由于整個泵體存在保溫層，即為絕熱狀態，對整個泵體分別添加溫度載荷為工作溫度（180.6°C）和設計溫度（200°C）。設計溫度下的邊界條件具體添加位置及應力分布，如圖5所示。

圖5 溫度設置

2 評定及分析結果

2.1 評定準則

對于泵殼等承壓部件，根據不同的準則級別，按照ASME III NB3200規定，評定內容見表2.

表2 不同準則對應的評定內容

2.2 評定路徑選取

為了提出應力集中處的應力值，需要對應力分析結果進行后處理，即進行應力線性化。應力線性化可以通過選取路徑進行應力值的提取，具體如下：

考慮分析結果中的應力分布情況，針對主要承壓邊界以及有應力集中的重要部位，進行路徑選取。本項目對主給水泵的筒體及其相貫部位（路徑1～2、7）、蝸殼及流道部位（路徑3～4）、加強筋部位（路徑5）和端蓋部位（路徑6）進行了危險路徑的選取。具體位置如圖6所示。

圖6 泵體結構強度評定路徑

在圖6中，軟件將路徑1-7分用A-G表示，1和2分別表示所取路徑的起始位置和終點位置即為承壓邊界的內側和外側。

基于上述有限元模型及邊界條件，進行不同載荷下的應力計算，并通過應力線性化提取應力值，獲得結果如表3、表4和表5所示。由表3和表4可以獲得各個路徑上評定所需的一次應力值。

表3 自重和接管載荷下的一次應力/MPa

表4 內壓下的一次應力/MPa

表5 溫度載荷下的二次應力/MPa

由表5可以看出溫度載荷下的二次應力值。結合路徑選取圖可知，路徑1的位置處于進、出口端筒體與泵體相聯接的部位，由于泵體和筒體材料不同，且兩種材料的熱膨脹系數相差較大，故在溫度載荷下會產生較大的應力集中，選取此處的應力值進行安全評定。

2.3 分析結果

對于所提取處來的各個應力值進行匯總分類，并按照評定準則進行安全評定，評定結果如表6所示。

表6 泵體應力強度評定

（2）B級/D級工況詳見抗震分析；

（3）設計工況使用設計溫度和設計壓力，A-D級工況使用工作溫度和工作壓力。

3 結束語

本文以百萬千瓦級核電常規島主給水泵為研究對象，對泵體中泵殼、筒體、端蓋分別在接管載荷、內壓、自重、溫度載荷下進行應力分析，根據應力分布選取可能出現應力集中的路徑，進行應力線性化，提取出評定所需的各應力值進行安全評定。由表6可知，在載荷不同的各個工況下，均滿足ASME相關標準的安全性要求。

[1]Childs，D.W.，Finite-length solutions for rotordynamic coef ficients of turbulent annular seals[J].Journal of lubrication technology，1983，105（3）：437-444.

[2]Childs，D.W.and Kim，Chang-Ho，Analysis and testing for rotordynamic coefficients of turbulent annular seals with dif ferent，directionally-homogeneous surface-roughness treat ment for rotor and stator elements[J].Journal of tribology，1985 107（3）：296-305.

[3]Brennen，C.E.，Hydrodynamics of pumps[M].Cambridge Uni versity Press，New York，USA，2011.

[4]Lee，A.S.，Kim，B.O.and Kim，Y.C.，A finite element transient response analysis method of a rotor-bearing system to base shock excitations using the state-space Newmark scheme and comparisons with experiments[J].Journal of sound and vibration，2006，297（35）：595-615.

Evaluation and Analysis of Nuclear Conventional Island Pump

ZHANG Cheng-dong，YANG Yun
（China Electric Power Construction Group Shanghai Energy Equipment Co.，Ltd.，Shanghai 201316，China）

Stress analysis of ANSYS12.0 soft has been developed to analysis pump about pump shell，cylinder and cover under the loading of pressure，gravity and temperature，by taking nuclear conventional island pump as the research object in this paper.Stress value has been extracted from stress distribution for safety assessment.Results indicate that stress analysis of nuclear conventional island pump meet the ASME requirement under all conditions.

nuclear conventional island pump；stress analysis；safety assessment

TH311

A

1672-545X（2016）11-0231-03

2016-08-12

張澄東（1977-），男，江西人，碩士，高級工程師，研究方向：核電給水泵。