□ 劉銀芳 □ 金維武 □ 尤國英
中國船舶重工集團公司第七0三研究所無錫分部 江蘇無錫 214151
設備的安全可靠性是核電站建造時必須關注的問題,許多國家都建立了完善的有關核電站安全的法規和規范[1-3]。設備的抗震設計是核電站設計的重要內容,必須嚴格執行抗震設計和鑒定的有關標準和規范[4-5],進而確保設備在發生安全停堆地震時能夠維持結構的完整性和可運行性。
背壓調節閥是“華龍一號”核電機組化學與容積控制系統中的重要設備。筆者對該背壓調節閥進行抗震應力分析,進而驗證其抗震性能是否滿足RCC-M規范的要求。
該背壓調節閥的抗震要求是1I,即在發生安全停堆地震時能夠保持壓力邊界完整[6]。需要保持壓力邊界完整的零件包括閥體、閥蓋、雙頭螺柱和六角螺母。因此,抗震應力分析時,主要對承壓部件——閥體、閥蓋和雙頭螺柱進行應力評定。
由于背壓調節閥結構復雜,因此應用SolidWorks軟件建立閥門的三維實體模型,然后導入ANSYS Workbench[7-8]軟件進行力學建模、分析設置與求解,最后進行結果后處理。
目前,抗震分析[9-12]的方法主要有三種:等效靜力法、響應譜法和時間歷程法。其中,時間歷程法的計算結果最為準確,但是比較復雜,計算時間長;而等效靜力法與響應譜法相對簡單,同時也能較為準確地反映結構的響應特性。當結構的第一階固有頻率大于33 Hz時,可采用等效靜力法。
采用蘭喬斯法進行模態分析,分析結果表明,結構第一階固有頻率大于33 Hz,屬于剛性結構,因此采用等效靜力法進行地震響應計算。
背壓調節閥的主要設計參數見表1,三維幾何模型如圖1所示。
背壓調節閥主要承壓部件的材料為M3301牌號Z2CND18-12和M5110牌號Z6CN18-10,依據RCCM規范附錄,材料的力學性能參數見表2。表2中,Sy為材料在設計溫度(260℃)下的屈服強度,Su為材料在設計溫度下的抗拉強度,S為材料的基本許用應力。

表1 背壓調節閥設計參數

▲圖1 背壓調節閥三維幾何模型

表2 材料力學性能參數
采用4節點實體單元進行自動網格劃分,共計135 325個單元、223 500個節點。螺栓與閥蓋之間的連接采用接觸單元,并對每個螺栓施加40 N·m預緊力矩。流體進口端法蘭面施加固定約束,出口端法蘭面施加管道反作用力矩載荷。背壓調節閥有限元計算模型如圖2所示。

▲圖2 背壓調節閥有限元計算模型
自重載荷PDW為結構本身的重力載荷,作用方向為豎直向下,即負Z軸方向。取1.25倍設計壓力作為計算輸入的內部壓力P,作用于背壓調節閥與流體接觸的表面。機械載荷PF包括背壓調節閥內部彈簧的反作用力780 N。管口載荷PNL為管道對背壓調節閥的反作用力118.9 N·m,作用于流體出口法蘭端面。地震載荷PSSE按靜力載荷輸入,同時作用在三個坐標軸方向,地震加速度幅值為7.2g。
根據上述載荷條件,考慮兩種載荷組合工況。
我看見她炒菜時,因動作太生猛,灑了一些油在燃氣灶上,于是連聲咒罵,因為注意力分散,接著又被油鍋里濺出的熱油燙著了。
(1)正常工況,為A級載荷準則,載荷組合為PDW+P+PF+PNL。
(2)緊急工況,為C級載荷準則,載荷組合為PDW+1.2P+PF+PNL+PSSE。
依據RCC-M規范規定,結構應力評定準則見表3。表3中,Pm為薄膜應力,Pb為彎曲應力。

表3 結構應力評定準則
按照RCC-M規范規定,螺栓應力評定準則見表4。表4中,σm為螺栓最小截面上的平均拉應力。

表4 螺栓應力評定準則
模態分析得到背壓調節閥前四階固有頻率,見表5,對應的模態振型如圖3所示。

表5 背壓調節閥固有頻率 Hz
背壓調節閥最大應力值見表6,應力云圖如圖4、圖5所示。最大應力位置為螺母底部與螺栓、閥蓋接觸處。

表6 背壓調節閥最大應力值 MPa
根據各部件的最大應力位置,確定應力線性化路徑,如圖6~圖11所示。針對應力線性化得到的薄膜應力及彎曲應力進行應力評定。
閥體及閥蓋的應力評定結果見表7,雙頭螺柱的應力評定結果見表8。結果表明,各部件的最大計算應力均小于應力限值,強度滿足要求。

▲圖3 背壓調節閥模態振型圖

▲圖4 背壓調節閥A級載荷應力云圖

▲圖5 背壓調節閥C級載荷應力云圖

▲圖6 閥體最大應力

▲圖7 閥體線性化路徑

▲圖8 閥蓋最大應力

▲圖9 閥蓋線性化路徑

▲圖10 螺栓最大應力

▲圖11 螺栓線性化路徑

表7 結構應力評定結果 MPa

表8 螺栓應力評定結果 MPa
應用有限元法對背壓調節閥進行抗震應力計算,并根據RCC-M規范對結構應力進行評定。計算結果表明,背壓調節閥的抗震性能滿足RCC-M規范要求。
[1] 核設施部件建造規則:ASME BPVC-Ⅲ—2004[S].
[2] 壓水堆核電站核島機械設備設計和建造規則:RCC-M—2000 [S].
[3] 核動力廠設計安全規定:HAF102—1991[S].
[4] 核電站 IE級設備抗震鑒定的實施規程:IEEE 344—2004[S].
[5] 核電廠抗震設計規范:GB 50267—1997[S].
[6] 張征明,吳莘馨,何樹延.核安全級閥門的結構力學分析[J].閥門,2004(4):1-4.
[7] 張朝暉.ANSYS工程應用范例入門與提高[M].北京:清華大學出版社,2004.
[8] 劉亮,王占軍.基于ANSYS Workbench的卷揚機抗震分析[J].機械設計與制造工程,2015,44(5):16-19.
[9] 陳志華,劉世峰.氣體過濾器的三維實體模型抗震分析[J].機械制造,2016,54(1):14-15,18.
[10]匡中華.輔助給水電動泵抗震分析和抗震試驗[D].沈陽:東北大學,2009.
[11]薛志成.核電工程結構抗震性能計算研究[D].哈爾濱:哈爾濱工程大學,2012.
[12]張佳卿,方文治,華君,等.核電廠大容量柴油發電機組公共底架的抗震分析[J].機械制造,2016,54(10):30-33.