核電常規(guī)島主給水泵泵體基本結(jié)構(gòu)的分析與評(píng)定

張澄東，楊 云

（中國電建集團(tuán)上海能源裝備有限公司，上海201316）

檢測與測試

核電常規(guī)島主給水泵泵體基本結(jié)構(gòu)的分析與評(píng)定

張澄東，楊 云

（中國電建集團(tuán)上海能源裝備有限公司，上海201316）

以百萬千瓦級(jí)核電常規(guī)島主給水泵為研究對(duì)象，采用ANSYS12.0軟件對(duì)泵殼、筒體、端蓋分別在接管載荷、內(nèi)壓、自重、溫度載荷下進(jìn)行應(yīng)力分析，并根據(jù)應(yīng)力分布選取可能出現(xiàn)應(yīng)力集中的路徑，進(jìn)行應(yīng)力線性化，提取出評(píng)定所需的各應(yīng)力值并進(jìn)行安全評(píng)定。結(jié)果表明，在載荷不同的各個(gè)工況下，均滿足ASME相關(guān)標(biāo)準(zhǔn)的安全性要求。

核電常規(guī)島泵；應(yīng)力分析；安全評(píng)定

電站常規(guī)島主給水泵是核電站二回路系統(tǒng)中主要設(shè)備和壓力邊界設(shè)備之一，它是保證核島安全運(yùn)行和汽水品質(zhì)的重要熱工系統(tǒng)，主要功能是將溫度、壓力和水質(zhì)合格的給水送到蒸汽發(fā)生器。在核電廠啟動(dòng)、運(yùn)行、熱備用、冷卻和停堆期間，主給水系統(tǒng)通過主給水泵把給水輸送到蒸汽發(fā)生器并維持其水位，因此主給水泵對(duì)核電廠運(yùn)行的經(jīng)濟(jì)性、穩(wěn)定性和安全性至關(guān)重要。

本文以百萬千瓦級(jí)核電常規(guī)島主給水泵為研究對(duì)象，采用ANSYS12.0軟件對(duì)主給水泵的主要承壓部件包括泵殼、筒體、大端蓋基本結(jié)構(gòu)進(jìn)行靜強(qiáng)度分析，根據(jù)ASME相關(guān)標(biāo)準(zhǔn)進(jìn)行分析和評(píng)定。

1 分析模型

1.1 幾何與有限元模型

幾何模型：根據(jù)主給水泵結(jié)構(gòu)，對(duì)部分幾何結(jié)構(gòu)進(jìn)行化簡，包括不產(chǎn)生應(yīng)力集中的倒角、非承壓螺栓的螺栓孔，最終得到模型結(jié)構(gòu)如圖1（a）所示。

有限元模型：采用四面體單元?jiǎng)澐謳缀文Ｐ途W(wǎng)格，最終網(wǎng)格模型包含網(wǎng)格單元數(shù)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(jù)不同工況，考慮載荷：設(shè)計(jì)壓力（12 MPa）、溫度或運(yùn)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(jié)構(gòu)部件、支撐及固定部件的結(jié)構(gòu)強(qiáng)度是否滿足I級(jí)核泵設(shè)計(jì)的基本要求，保證其在設(shè)計(jì)工況下不會(huì)發(fā)生部件的失效，以致對(duì)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(píng)定設(shè)計(jì)工況中，采用設(shè)計(jì)溫度和設(shè)計(jì)壓力；在評(píng)定A-D級(jí)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(shè)計(jì)準(zhǔn)則：設(shè)計(jì)工況。A級(jí)（B級(jí)）：正常運(yùn)行（擾動(dòng)工況）；B級(jí)：小地震、斷氣、斷油等；C級(jí)：緊急工況；D級(jí)：事故工況；

②P：內(nèi)壓；T：溫度載荷；DW：自重；NNL：正常工況的接管載荷；OBE：運(yùn)行基準(zhǔn)地震；SSE：安全停堆地震（慣性部分）。

1.3 載荷分布

根據(jù)主給水泵的實(shí)際工作情況，在ANSYS 12.0軟件中，對(duì)泵體分別施加接管載荷、自重、內(nèi)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(yīng)力分布，如圖2所示。符號(hào)A表示四個(gè)螺栓孔處的固定約束；符號(hào)B、C表示進(jìn)口處接管載荷x、y、z三個(gè)方向的合力和合彎矩；符號(hào)D、E表示出口處接管載荷x、y、z三個(gè)方向的合力和合彎矩。

圖2 接管載荷設(shè)置

對(duì)泵體添加自重載荷，添加位置及應(yīng)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(shè)置

內(nèi)壓：主給水泵的實(shí)際工作壓力是8.6 MPa，設(shè)計(jì)壓力為12 MPa，邊界條件相同。設(shè)計(jì)壓力下邊界條件的具體添加位置及應(yīng)力分布如圖4所示。淺灰區(qū)域?yàn)樘砑觾?nèi)壓載荷的區(qū)域，主要是泵體內(nèi)部有工作流體經(jīng)過的部位、流道等。

圖4 內(nèi)壓設(shè)置

溫度載荷：由于整個(gè)泵體存在保溫層，即為絕熱狀態(tài)，對(duì)整個(gè)泵體分別添加溫度載荷為工作溫度（180.6°C）和設(shè)計(jì)溫度（200°C）。設(shè)計(jì)溫度下的邊界條件具體添加位置及應(yīng)力分布，如圖5所示。

圖5 溫度設(shè)置

2 評(píng)定及分析結(jié)果

2.1 評(píng)定準(zhǔn)則

對(duì)于泵殼等承壓部件，根據(jù)不同的準(zhǔn)則級(jí)別，按照ASME III NB3200規(guī)定，評(píng)定內(nèi)容見表2.

表2 不同準(zhǔn)則對(duì)應(yīng)的評(píng)定內(nèi)容

2.2 評(píng)定路徑選取

為了提出應(yīng)力集中處的應(yīng)力值，需要對(duì)應(yīng)力分析結(jié)果進(jìn)行后處理，即進(jìn)行應(yīng)力線性化。應(yīng)力線性化可以通過選取路徑進(jìn)行應(yīng)力值的提取，具體如下：

考慮分析結(jié)果中的應(yīng)力分布情況，針對(duì)主要承壓邊界以及有應(yīng)力集中的重要部位，進(jìn)行路徑選取。本項(xiàng)目對(duì)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(qiáng)筋部位（路徑5）和端蓋部位（路徑6）進(jìn)行了危險(xiǎn)路徑的選取。具體位置如圖6所示。

圖6 泵體結(jié)構(gòu)強(qiáng)度評(píng)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(diǎn)位置即為承壓邊界的內(nèi)側(cè)和外側(cè)。

基于上述有限元模型及邊界條件，進(jìn)行不同載荷下的應(yīng)力計(jì)算，并通過應(yīng)力線性化提取應(yīng)力值，獲得結(jié)果如表3、表4和表5所示。由表3和表4可以獲得各個(gè)路徑上評(píng)定所需的一次應(yīng)力值。

表3 自重和接管載荷下的一次應(yīng)力/MPa

表4 內(nèi)壓下的一次應(yīng)力/MPa

表5 溫度載荷下的二次應(yīng)力/MPa

由表5可以看出溫度載荷下的二次應(yīng)力值。結(jié)合路徑選取圖可知，路徑1的位置處于進(jìn)、出口端筒體與泵體相聯(lián)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(shù)相差較大，故在溫度載荷下會(huì)產(chǎn)生較大的應(yīng)力集中，選取此處的應(yīng)力值進(jìn)行安全評(píng)定。

2.3 分析結(jié)果

對(duì)于所提取處來的各個(gè)應(yīng)力值進(jìn)行匯總分類，并按照評(píng)定準(zhǔn)則進(jìn)行安全評(píng)定，評(píng)定結(jié)果如表6所示。

表6 泵體應(yīng)力強(qiáng)度評(píng)定

（2）B級(jí)/D級(jí)工況詳見抗震分析；

（3）設(shè)計(jì)工況使用設(shè)計(jì)溫度和設(shè)計(jì)壓力，A-D級(jí)工況使用工作溫度和工作壓力。

3 結(jié)束語

本文以百萬千瓦級(jí)核電常規(guī)島主給水泵為研究對(duì)象，對(duì)泵體中泵殼、筒體、端蓋分別在接管載荷、內(nèi)壓、自重、溫度載荷下進(jìn)行應(yīng)力分析，根據(jù)應(yīng)力分布選取可能出現(xiàn)應(yīng)力集中的路徑，進(jìn)行應(yīng)力線性化，提取出評(píng)定所需的各應(yīng)力值進(jìn)行安全評(píng)定。由表6可知，在載荷不同的各個(gè)工況下，均滿足ASME相關(guān)標(biāo)準(zhǔn)的安全性要求。

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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(jí)工程師，研究方向：核電給水泵。