核級減壓閥抗震計(jì)算方法研究及試驗(yàn)驗(yàn)證

陳一偉，張正春，張 躍，李海濤，石 紅

核級減壓閥抗震計(jì)算方法研究及試驗(yàn)驗(yàn)證

陳一偉1，張正春2，張 躍1，李海濤1，石 紅1,*

（1. 生態(tài)環(huán)境部核與輻射安全中心，北京 100082；2. 上海艾維科閥門股份有限公司，上海 20062）

基于workbench軟件針對一種核級減壓閥進(jìn)行了抗震性能分析，進(jìn)行了固有頻率及安全停堆地震載荷下的應(yīng)力分析，并根據(jù)ASME應(yīng)力評價(jià)規(guī)范，在風(fēng)閥危險(xiǎn)點(diǎn)處的應(yīng)力及應(yīng)變進(jìn)行評定。最后，對該減壓閥進(jìn)行抗震試驗(yàn)并與分析結(jié)果進(jìn)行對比。結(jié)果表明，應(yīng)力分布均未超過風(fēng)閥所能承受的應(yīng)力極限值，即所設(shè)計(jì)的減壓閥符合設(shè)計(jì)規(guī)范，能夠滿足工況要求，實(shí)驗(yàn)結(jié)果與分析結(jié)果具有高度一致性。論文分析結(jié)果為該類核級減壓閥的抗震分析提供了依據(jù)并通過試驗(yàn)方式驗(yàn)證了該分析方法的有效性。

風(fēng)閥；應(yīng)力計(jì)算；地震載荷；應(yīng)力限值

核級設(shè)備當(dāng)承受類似于極限停堆地震的地震反應(yīng)時，應(yīng)保證結(jié)構(gòu)的完整性、反應(yīng)堆的安全停止運(yùn)行以及能夠保持安全狀態(tài)[1-4]。通過世界各國多年來對地震機(jī)理的研究和分析，認(rèn)為地震波頻率一般都在33 Hz以下[5]。因此為了防止核級設(shè)備在地震波中發(fā)生共振破壞，一般都會要求抗震類設(shè)備的一階固有頻率高于33 Hz，本文采用大型通用有限元軟件 ANSYS 14.5[6]。首先對減壓閥進(jìn)行模態(tài)分析，驗(yàn)證其第一階固有頻率大于33 Hz，然后采用等效靜力法計(jì)算其在自重、壓力、接管載荷、地震載荷等共同作用下的應(yīng)力和變形，最后根據(jù)ASME的有關(guān)規(guī)定進(jìn)行分析評定，結(jié)果表明減壓閥的結(jié)構(gòu)設(shè)計(jì)滿足標(biāo)準(zhǔn)規(guī)范及技術(shù)要求中的相關(guān)條款要求，為后續(xù)核電設(shè)備的抗震分析工作提供技術(shù)支撐。

1　計(jì)算模型

減壓閥的核安全等級為核安全2級，抗震要求為1A類。閥門的公稱通徑為DN25，設(shè)計(jì)壓力為27.58 MPa，設(shè)計(jì)溫度為65.6 ℃。減壓閥主要由閥體、閥蓋、閥桿、閥座、調(diào)節(jié)螺桿等零部件組成。該減壓閥總高380 mm，閥體長278 mm、寬125 mm，其結(jié)構(gòu)尺寸如圖1所示。

圖1　計(jì)算模型圖

閥體、閥蓋的材料為SA-182 F11，閥桿材料為SA564 630（17-4PH），活塞、活塞缸、閥座材料為SA-182 F304，襯套、壓套、彈簧座、調(diào)節(jié)螺桿材料為06Cr19Ni10。

2　載荷條件

3　模態(tài)分析結(jié)果

本分析釆用四面體單元對整體結(jié)構(gòu)進(jìn)行離散，閥體、閥蓋、閥座、閥桿、調(diào)節(jié)螺桿等采用實(shí)體單元建模。由于彈簧不是本次分析的重點(diǎn)，只需考慮其剛度對減壓閥應(yīng)力分布的影響，因此此次分析中不對彈簧進(jìn)行實(shí)體建模，而是采用簡化的SPRING模型代替。

模態(tài)分析中采用保守計(jì)算方法，在該減壓閥閥體的進(jìn)口端端面設(shè)置固定約束，限制其所有的自由度，出口端設(shè)為自由端。對減壓閥進(jìn)行模態(tài)分析獲得固有頻率和振型，提取前40階模態(tài)，以了解動態(tài)特性。減壓閥第一階固有頻率為 274.88 Hz。減壓閥前六階振型圖詳如圖 2所示。

圖2　減壓閥前6階振型圖

4　應(yīng)力分析結(jié)果

在事故工況下減壓閥受到內(nèi)壓、重力、接管載荷及SSE（安全停堆地震）載荷的作用，減壓閥的施加載荷如圖3所示。

圖3　減壓閥載荷施加示意圖

根據(jù)減壓閥的結(jié)構(gòu)和工作特性，對閥體和活塞缸的薄膜+彎曲應(yīng)力做進(jìn)一步的應(yīng)力分析，在閥體和活塞缸的危險(xiǎn)區(qū)域設(shè)定幾條路徑，其中兩條在接管管頸處（A-A、B-B），在活塞缸的局部應(yīng)力集中處也設(shè)立路徑進(jìn)行校核，如圖 4所示。

表1為閥門上各路徑的應(yīng)力評定結(jié)果，各應(yīng)力值是所有載荷組合情況下的算結(jié)果。從表1中可以看出，各路徑上的應(yīng)力都能滿足許用值要求。

圖4　閥門應(yīng)力路徑規(guī)劃圖

表1　閥門各路徑應(yīng)力評定結(jié)果表

減壓閥在組合載荷的作用下會產(chǎn)生變形，本分析對減壓閥整體的最大變形量進(jìn)行計(jì)算，閥門變形圖如圖5所示，最大變形量0.015 mm。

圖5　閥門變形圖

5 試驗(yàn)驗(yàn)證

樣機(jī)按照上述條件要求完成了動態(tài)特性探測試驗(yàn)、振動老化試驗(yàn)、靜態(tài)加載，試驗(yàn)過程及應(yīng)力施加正確。抗震試驗(yàn)在蘇州蘇試廣博環(huán)境可靠性實(shí)驗(yàn)室有限公司進(jìn)行。減壓閥通過安支架塊將進(jìn)出口安裝在振動臺上，按照1 oct/min掃頻速率在加速度幅值在1～500 Hz范圍內(nèi)進(jìn)行三個方向的掃頻實(shí)驗(yàn)，試驗(yàn)裝置如圖6所示。

動態(tài)特性探測及振動老化試驗(yàn)中及試驗(yàn)后受試樣件結(jié)構(gòu)保持完整，無明顯永久性變形，試驗(yàn)后受試樣件能夠正常開關(guān)，動作平穩(wěn)，無異常聲響，無卡阻現(xiàn)象。根據(jù)動態(tài)特性探測試驗(yàn)結(jié)果，一階固有頻率為236.64 Hz，與計(jì)算結(jié)果一致。

圖6　實(shí)驗(yàn)裝置

6　結(jié)論

本文利用ANSYS WORKBENCH 14.5程序，采用靜力法對某型核級減壓進(jìn)行了抗震分析，根據(jù)ASME AG-1[9]對計(jì)算結(jié)果進(jìn)行評定，并跟實(shí)驗(yàn)結(jié)果進(jìn)行驗(yàn)證。分析結(jié)果表明，在安全停堆地震、重力及其他載荷的組合載荷下：減壓閥設(shè)備應(yīng)力滿足規(guī)范要求；減壓閥變形滿足規(guī)范要求。本文用采用靜力分析法對安全停堆地震工況下的減壓閥進(jìn)行了動力分析，全面綜合的評定了核級減壓閥的抗震性能，并通過實(shí)驗(yàn)驗(yàn)證了該計(jì)算方法的有效性，為核電廠的抗震鑒定實(shí)踐活動提供參考依據(jù)。

［1］ 國家地震局. 核電廠抗震設(shè)計(jì)規(guī)范 GB 50267—97［M］. 中國計(jì)劃出版社，1997.

［2］顧籍. 壓水堆核電站抗震設(shè)計(jì)及汽輪發(fā)電機(jī)基礎(chǔ)設(shè)計(jì)特點(diǎn)［J］. 電力建設(shè)，1985（6）：3-11.

［3］ 馬紀(jì)鑫. 蝶形止回閥結(jié)構(gòu)改進(jìn)設(shè)計(jì)與強(qiáng)度分析［D］．2015.

［4］ 錢國楨，孫宗光，倪一清. 對現(xiàn)行核電站抗震設(shè)計(jì)規(guī)范中若干問題的討論與建議［J］．工程抗震與加固改造，2012（06）：111-115.

［5］ 侯鋼領(lǐng).建筑結(jié)構(gòu)與核電站抗震設(shè)計(jì)［M］．北京：科學(xué)出版社，2019.

［6］ 胡仁喜，康士廷，等. ANSYS 19.0 有限元分析從入門到精通［M］．北京：機(jī)械工業(yè)出版社，2019.

［7］ ASME BPVC-Ⅲ（2007版+2008補(bǔ)遺）核設(shè)施部件建造規(guī)則

［8］ NB/T 20010—2010《壓水堆核電廠閥門第10部分：應(yīng)力分析和抗震分析》［S］．

［9］ ASME-AG-1 2003版《核電廠空氣和氣體處理》［S］．

Research on Seismic Calculation Method and Experimental Verification of Nuclear Pressure Reducing Valve

CHEN Yiwei1，ZHANG Zhengchun2，ZHANG Yue1，LI Haitao1，SHI Hong1,*

（1. Nuclear and radiation safety center，Ministry of ecological environment，Beijing 100082，China;2. Shanghai ivco valve Co. Ltd.，Shanghai 20062，China）

Based on workbench software，the seismic performance of a nuclear grade pressure reducing valve is analyzed，and the natural frequency and the stress analysis under safe shutdown earthquake is carried out. According to ASME stress evaluation code，the stress and strain at the dangerous point of the air valve are evaluated. Finally，the anti-seismic test of the pressure reducing valve is carried out and compared with the analysis results.The results show that the stress distribution does not exceed the stress limit value of the air valve，that is，the designed pressure reducing valve meets the design specifications and the requirements of working conditions，and the experimental results are highly consistent with the analysis results. The analysis results provide the basis for the seismic analysis of this nuclear pressure reducing valve，and the effectiveness of the analysis method is verified by experiments.

Valve；Stress calculation；Seismic load；Stress limit

TH212

A

0258-0918（2021）06-1341-06

2021-02-04

陳一偉（1989—），浙江溫州人，工程師，碩士，現(xiàn)主要從事核安全設(shè)備評審及抗震分析方面研究

石 紅，E-mail：Shihong19861985@163.com