某核級后備盤臺設備地震響應分析與振動臺試驗研究

摘要：對核電站主控制室內的后備盤臺在地震作用下的地震響應特性進行仿真分析和試驗研究。反應譜分析結果表明，后備盤臺的最大Mises應力為91.89 MPa，小于結構材料的最大屈服極限，即后備盤臺具有良好的抗震性能。時程分析結果表明，隨著高度的增加，結構的最大響應加速度幅值逐漸增加，且橫向振動幅值增益最為明顯。對后備盤臺顯示屏安裝區域的振動信號進行時頻分析，得到同一點3個方向的能量峰值均位于2～3 Hz，但出現的時間段各不相同，橫向的能量峰值接近于縱向和垂向能量峰值的2倍。地震試驗分析結果表明，隨著高度增加，振動加速度幅值逐步增大，且在橫向上的振動信號放大最為顯著，因此抑制后備盤臺橫向運動是改善結構抗震性能的關鍵。地震試驗后，后備盤臺整體結構無變形和破裂，各連接件無松動和脫落，被試盤臺通過了地震試驗。

關鍵詞：核電；后備盤臺；抗震；鑒定試驗

中圖分類號：TU973文獻標識碼：A文章編號：1000-0666（2024）04-0635-12

doi：10.20015/j.cnki.ISSN1000-0666.2024.00550引言

盤臺是核電廠主控制室執行信息化監視和控制的關鍵儀控設備，工程師在突發工況下可利用后備盤臺評價全廠安全狀態，確保核電廠的安全和穩定運行（許彧青，2012）。考慮到核電站可能建立在沿海地震頻發地帶，且由于日本福島核電站事故的惡劣影響，后備盤臺在地震工況下保持結構和功能的完整尤為重要。在地震期間，后備盤臺應能確保內部設備正常運行，地震后盤臺結構能保證無永久變形和破裂，各個連接件無松動和脫落，因此抗震性能是后備盤臺結構設計的關鍵之一（Tan et al，2014）。

目前，核電儀控設備的抗震分析受到了國內外核工業領域研究者的廣泛關注（黃茜等，2020；趙萬松等，2017；Cao et al，2020；Salman et al，2020；劉明星等，2021；楊文芳等，2010；Lee，Jung，2020；Tran et al，2020a，b）。Gao等（2020）提出了一種評估和預測核電站電氣柜地震風險的簡化方法，該方法是易損性分析和累積絕對速度分析的組合。數值分析結果表明，當地震累積絕對速度值大于0.27 g·s時，電氣柜的操作條件會受到地震的干擾。劉明星等（2021）采用響應譜法對機柜進行校核，通過抗震試驗分析機柜的結構響應特性與抗震性能，確認抑制機柜的橫向運動是改善結構抗震性能的關鍵。Salman等（2020）研究了分組并柜對機柜抗震能力的影響，結果顯示2個機柜并柜和3個機柜并柜使機柜的故障概率分別降低了28%和50%。

上述研究對認識儀控設備，尤其是對控制機柜的抗震分析提供了重要參考依據。但有關后備盤臺的抗震性能分析和研究則相對較少。Satyavathi等（2013）采用有限元仿真的方法確認設計的后備盤臺結構小于材料的屈服應力，滿足抗震設計需求。Lee 等（2005）使用反應譜法分析后備盤臺在地震反應譜作用下的應力情況，并將試驗與有限元分析結果對比，證明仿真結果的可靠性以及結構的功能完整性。但是上述盤臺相關研究在做仿真分析時，僅通過反應譜分析法計算盤臺結構的整體應力，無法探究盤臺的振動響應特性，未對盤臺的振動信號、演變特征進行深入的探討。因此，有必要在此基礎上進一步分析盤臺在地震動工況下的行為，探索結構可能存在的振動演變特征，并將仿真分析結果與試驗研究進行對比，揭示后備盤臺受到地震激勵下的響應行為，從而為后備盤臺的結構設計和抗震性能評價提供更為可靠的理論依據。

本文采用反應譜分析法和時程分析法對某核級控制室后備盤臺結構進行仿真分析，在認清結構頻率響應和時程動態響應特征的基礎上，嚴格按照核電設備試驗標準對后備盤臺樣機進行抗震鑒定試驗，分析測得的后備盤臺結構動態響應，對比分析和探討仿真與試驗結果，揭示結構的地震響應特征。

1后備盤臺有限元模型

后備盤臺三維模型如圖1a所示，外形包絡尺寸為1 800 mm×960 mm×1 055 mm（高×寬×深），主要由焊接框架、底板、頂板、馬賽克顯示盤面、馬賽克控制盤面組成，其中框架外形包絡尺寸為1 800 mm×960 mm×1 055 mm（高×寬×深），底板外形包絡尺寸為120 mm×960 mm×850 mm（高×寬×深），頂板外形包絡尺寸為960 mm×600 mm×3 mm（寬×深×厚），馬賽克顯示盤面外形包絡尺寸為792 mm×960 mm×3 mm（高×寬×厚），馬賽克控制盤面外形包絡尺寸為600 mm×960 mm×3 mm（高×寬×厚）。盤臺框架采用60 mm×60 mm×4 mm的Q235B矩管焊接而成，外表面焊接材料為Q235B的鈑金蒙皮，基于三維模型建立的后備盤臺的有限元模型如圖1b所示。為了節省計算資源，需對有限元模型進行簡化處理：焊接框架采用梁單元，底板、頂板、馬賽克盤面采用殼單元，并對零部件設置相應的截面屬性和形式。在盤臺的前后門和內部結構件相應位置設置參考點，對參考點設置相應的質量值，并將參考點與梁單元耦合，以模擬相應配置的重量，得到有限元模型質量為710.5 kg。結構之間的焊接和螺接簡化為固定約束，并約束盤臺底部所有方向自由度。部件網格特征見表1，材料參數見表2。

2反應譜分析結果及討論

2.1模態分析

后備盤臺模型的前10階自然頻率分布如圖2所示。如圖可見，盤臺的前10階模態頻率與振型相對獨立，不存在相鄰自然頻率非常接近的現象，這在一定程度上避免了模態集中可能存在的振動放大等問題。對后備盤臺的前三階模態進行分析，結果如圖3所示，后備盤臺在底部約束狀態下的第一階模態振型表現為后備盤臺整體沿Y向（橫向）的偏擺運動，頻率為13.656 Hz；第二階模態振型是后備盤臺整體沿X向（縱向）的偏擺運動，頻率為28.234 Hz；第三階模態頻率為35.704 Hz，模態陣型表現為盤臺框架整體沿X向的偏擺運動

考慮到后備盤臺所在地區地震反應譜的幅值放大區域通常集中在2～10 Hz（張家倍等，2013），故盤臺的自然頻率不在地震幅值的放大區域，即后備盤臺能夠較好地避開地震反應譜的響應放大區，因此初步判定盤臺具有一定的抗震安全裕度。

2.2反應譜分析

考慮到在后續實際試驗過程中，后備盤臺需要依據標準分別進行5次運行基準地震（Operating Basis Earthquake，簡稱OBE）試驗和1次安全停堆地震（Safe Shutdown Eathquake，簡稱SSE）試驗（阻尼比取5%）（核電廠安全系統電氣設備抗震鑒定，GB/T 13625-92），由于SSE地震反應譜在3個方向的信號均能包絡OBE的反應譜，因此在仿真中以SSE作為地震反應譜計算的輸入。圖4為OBE和SSE在阻尼比為5%時3個方向的地震反

應譜曲線，包絡譜最大的放大倍數為1.2，采用反應譜分析法中的平方和開平方根（Square Root of the Sum of Squares，簡稱SRSS）對盤臺在地震作用下的反應進行分析（劉明星等，2021），計算結果如圖5所示。可以看出，后備盤臺在地震載荷作用下，受到的最大Mises應力為91.89 MPa，位于馬賽克顯示盤面左下角；后備盤臺框架的最大Mises應力為74.83 MPa，位于中間橫梁兩端。這是由于地震信號放大區在2～10 Hz，靠近盤臺的第一階自然頻率為13.656 Hz，而后備盤臺的第一階模態表現為沿Y向的左右偏擺運動，同時由于后備盤臺前側突出，使得整體重心前移，因此馬賽克盤面左右兩端以及框架中間橫梁左右兩端承受較大的壓力，導致該處應力最大，但該最大應力值小于馬賽克材料（塑料）的屈服極限125 MPa，考慮到后備盤臺一階固有頻率不在地震幅值的放大區域，因此在該地震動作用下，后備盤臺具有較好的抗震能力，不會出現塑性變形和開裂等現象。盤臺的最大位移出現在其頂部區域，最大位移值為3.96 mm，這也是盤臺在地震動作用下第一階模態特性導致的，該位移值相對較小，進一步證明盤臺具有良好的抗震性能。

3時程分析

3.1時程分析原理

3.2時程輸入信號

3.3時程分析結果

分別將3個方向的SSE時程曲線加載到模型上，并在有限元模型上建立如圖7所示的5個測試點，所建立的測試點與后續試驗中加速度計安裝位置基本保持一致。計算得到各觀測位置的加速度時程如圖8所示，提取得到各測試點的最大加速度幅值見表4。可以看出，振動臺面上的觀測點在3個方向的振動幅值均是最低的，這時由于盤臺底部測點距離振動臺面較為接近，因此盤臺底部的振動幅值相較于振動臺面基本無明顯增大。

在X方向上，地面振動經過放大傳遞達到盤臺的重心，隨后傳至顯示屏和頂板。可見隨著振動信號向上傳遞，振動加速度幅值逐漸增大，最大加速度幅值（F4點處）為地面振動加速度幅值（F1點處）的2倍。在Y方向上，結構的振動強度相較其他方向明顯增大，且隨著高度增加，振動信號幅值具有一個先增大后減小的過程，頂部F4最大加速度幅值為4.46 g，為地面振動加速度幅值的2倍，而F5測試點振動幅值甚至達到了5.22 g，為地面加速度幅值的2.34倍。這是由于馬賽克材料整體剛度較低，而顯示屏質量大，在外部振動信號激勵作用下，馬賽克顯示屏上的振動信號放大顯著。相比之下，盤臺結構在Z向上的振動放大非常微弱，這也說明地震動在垂直方向對后備盤臺的影響相對較弱。因此，縱向運動和橫向運動對后備盤臺的振動響應影響較大，其中抑制橫向運動是改善結構抗震性能的關鍵。

由于馬賽克顯示盤面F5測試點區域上裝有監視和控制的關鍵儀控設備，故選取F5測試點的振動加速度信號進行時頻分析，結果如圖9所示。可以看出，X向的能量峰值出現在2～3 Hz，在6 s時存在較為明顯的能量峰值，隨著地震動的持續作用，結構響應在23～26 s出現了持續的高強度振動；相比之下，在Y向上則出現了兩個明顯的高強度振動頻率：2～3 Hz和13～14 Hz，對應的時間段分別為11～14 s和26～27 s；Z向的能量峰值也出現在2～3 Hz，結構在6～7 s時出現了明顯的振動能量集中，且在16～20 s處達到第二個峰值。

3個方向的能量峰值均主要位于2～3 Hz，但出現的時間段相互錯開，對比圖4可以看到，2～3 Hz正是響應譜曲線開始出現波峰的頻率。X向和Z向的能量峰值基本相同，Y向能量峰值超過X向和Z向的2倍，因此時頻圖能量峰值與響應譜曲線波峰成正相關。

馬賽克顯示盤面上包括顯示屏在內的關鍵儀控設備安裝位置如圖10所示，其中圓點為相應設備的振動加速度觀測點。對馬賽克顯示盤面上各個關鍵儀控設備位置點的振動加速度幅值進行小波變換，得到的時頻圖與F5的時頻圖基本一致。雖然各個點在時域上的振動加速度幅值大小不一，但是經過小波變換得到各點同一方向時頻圖的能量峰值在量級、時間段和頻率基本一致，即不同點在同一方向上具有相同的能量趨勢，因此在安裝馬賽克顯示盤面上的關鍵儀控設備時，應著重考慮設備Y向的抗振能力，并根據設備本身的抗震特性選擇合適的安裝位置。

4地震試驗分析

4.1試驗流程與設備

依據《核設備抗震鑒定試驗指南》（HAF·J0053）等相關鑒定試驗標準，開展后備盤臺的地震相關試驗研究。地震試驗在最大可承載60 t的6 m×6 m大型高性能地震模擬試驗臺上進行，試驗臺水平向最大位移分別為±150 mm和±100 mm，滿載最大加速度分別為1.0 g和0.8 g，地震輸入頻率范圍為0.1～100 Hz。試驗中采用Kistler公司生產的8395M06型加速度計測量臺面和被試設備上的運動加速度，使用LMS數據采集儀采集加速度數據。

試驗首先需搭建測試環境及安裝盤臺。目視檢查盤臺結構完整后，將盤臺焊接到底座鋼板上，底座鋼板與地震試驗臺通過M30地腳螺栓螺栓剛性連接。地震試驗環境搭建如圖11所示。在盤臺的底部、重心、頂部、顯示屏以及地震臺臺面分

4.2試驗結果分析

4.2.1試驗前動態特性分析

在后備盤臺的3個正交軸向輸入加速度幅值為0.2 g的白噪聲信號進行掃頻，掃頻范圍為1～100 Hz，掃頻速率為1 oct/min，持續時間為120 s，試驗前動態特性不考慮盤臺結構的非線性，掃頻獲得設備的固有頻率和阻尼比結果如圖13所示。由圖可以看出，后備盤臺的X向一階固有頻率為27.20 Hz，阻尼比為14.37%；Y向一階固有頻率為13.60 Hz，阻尼比為4.26%；Z向一階固有頻率大于100 Hz。對比圖2中有限元仿真結果，相對誤差見表5，可以看到仿真與試驗的前兩階模態頻率非常接近。

4.2.2地震試驗結果分析

地震試驗在控制室盤臺樣機的3個正交軸向同時進行激振，5次OBE和1次SSE地震試驗的輸入時程信號如圖8所示。表6列出相關地震工況下試驗臺面響應時程信號與輸入時程信號之間的相關系數，可以看到相關系數均接近于1，即地震臺的信號能夠很好地模擬要求的加速度信號

4.2.3試驗后動態特性分析

SSE地震試驗后，采用白噪聲對該盤臺進行動態特性檢查。對比盤臺試驗前、后各方向的一階固有頻率及對應阻尼比（表8），可見試驗后3個方向固有頻率均無明顯變化。盤臺整體結構無變形和破裂，各個連接件無松動和脫落，被試控制室盤臺樣機地震試驗合格，從而證明本次研究設計的盤臺具有良好的抗震性能。

5結論

本文通過對核級控制室后備盤臺結構進行有限元仿真分析和地震試驗分析，采集并分析盤臺的動態特性，得到如下主要結論：

（1）后備盤臺有限元模型的一階模態振型為Y向的左右偏擺運動，頻率為13.656 Hz。反應譜分析獲得結構的最大Mises應力為91.89 MPa，位于馬賽克顯示盤面左下角，小于塑料的最大屈服極限，因此盤臺具備較好的抗震能力。

（2）隨著測試點高度的增加，振動幅值逐步增大，Y向上的振動加速度幅值增益最為顯著，后備盤臺顯示屏處的振動幅值為地面振動幅值的2.34倍，抑制后備盤臺橫向運動是增強結構抗震性能的關鍵。

（3）馬賽克顯示盤面上同一點中3個方向的能量峰值均主要位于2～3 Hz，但錯開了出現的時間段，X向和Z向的能量峰值基本相同，Y向能量峰值超過縱向X向和Z向的2倍。不同測試點在同一方向上的時頻圖的能量峰值在量級、時間段和頻率基本一致。

（4）仿真和試驗的振動加速度最大值能夠很好地對應。仿真結果能夠很好地預測后備盤臺結構在地震動工況下的振動特性，試驗結果確認了仿真結果的正確性，驗證了盤臺結構的抗震性能。

參考文獻：

黃茜，蔡逢春，黃旋，等.2020.電氣機柜的地震概率易損度分析［J］.核動力工程，41（1）：65-69.

Huang Q，Cai FC，Huang X，et al.2020.Analysis of seismic probability fragility of cabinet［J］.Nuclear Power Engineering，41（1）：65-69.（in Chinese）

劉明星，楊靜遠，王東偉，等.2021.核電站安全級DCS機柜結構抗震分析及試驗研究［J］.重慶理工大學學報（自然科學），35（10）：227-235.

Liu M X，Yang J Y，Wang D W，et al.2021.Seismic analysis and experiment study of safety-related DCS cabinet structure in nuclear power plant［J］.Journal of Chongqing University of Technology（Nature Science），35（10）：227-235.（in Chinese）

聞邦椿，劉樹英，陳照波.2009.機械振動理論及應用［M］.北京：高等教育出版社.

Wen B C，Liu S Y，Chen Z B.2009.Mechanical vibration theory and applications［M］.Beijing：Higher Education Press.（in Chinese）

許彧青.2012.核電站主控室后備盤臺人機截面建模及優化方法研究［D］.哈爾濱：哈爾濱工程大學.

Xu Y Q.2012.Study on back-up panel human-machineInterface mathematical modeling and optimization method of main control room in nuclear power plants［D］.Harbin：Harbin Engineering University.（in Chinese）

楊文芳，魏強，朱蘭琴.2010.基于有限元分析的機載電子設備減振設計［J］.振動與沖擊，29（05）：230-234+253.

Yang W F，Wei Q，Zhu L Q.2010.Antivibration design for an airborne electronic equipment based on finite method［J］.Journal of Vibration and Shock，29（5）：230-234+253.（in Chinese）

張家倍，李明高，馬琳偉.2013.核電廠抗震安全評估［M］.上海：上海科學技術出版社.

Zhang J B，Li M G，Ma L W.2013.Seismic safety assessment of nuclear power plants［M］.Shanghai：Shanghai Science and Technology Press.（in Chinese）

趙萬松，耿淑偉，董滿生.2017.抗震設計反應譜特征周期研究［J］.地震工程學報，39（3）：502-508.

Zhao W S，Geng S W，Dong M S.2017.Research on characteristic periods of seismic design response spectrum［J］.China Earthquake Engineering Journal，39（3）：502-508.（in Chinese）

GB/T 13625—92，核電廠安全系統電氣設備抗震鑒定［S］.

GB/T 13625—92，Seismic qualification of electrical equipment for safety systems in nuclear power plants［S］.（in Chinese）

HAF J0053，核設備抗震鑒定試驗指南［S］.

HAF J0053，Seismic qualification test guidelines for nuclear equipment［S］.（in Chinese）

Cao A T，Tran T T，Nguyen T H X，et al.2020.Simplified approach for seismic risk assessment of cabinet facility in nuclear power plants based on cumulative absolute velocity［J］.Nuclear Technology，206（5）：743-757.

Lee H S，Kim M G，Cho C.2005.Seismic analysis on a control panel of （nuclear）power plant［J］.Transactions of the Korean Society for Noise and Vibration Engineering，15（6）：652-659.

Lee S M，Jung W Y.2020.Evaluation of anchorage performance of the switchboard cabinet under seismic loading condition［J］.Advances in Mechanical Engineering，12（5）：1687814020926309.

Salman K，Tran T T，Kim D.2020.Seismic capacity evaluation of NPP electrical cabinet facility considering grouping effects［J］.Journal of Nuclear Science and Technology，57（7）：800-812.

Satyavathi K V，Kumar N J，Kumar T B.2013.Finite element analysis of control panel assembly for earth quakes［J］.International Journal of Emerging Technology and Advanced Engineering，2（11）.

Tan K，Sun Y，Chen W.2014.Concept of advanced back-up control panel design of digital main control room［M］//Progress of nuclear safety for symbiosis and sustainability.Springer，Tokyo，27-31.

Tran T T，Cao A T，Kim D，et al.2020a.Seismic vulnerability of cabinet facility with tuned mass dampers subjected to highand low-frequency earthquakes［J］.Applied Sciences，10（14）：4850.

Tran T T，Nguyen P C，So G，et al.2020b.Seismic behavior of steel cabinets considering nonlinear connections and site-response effects［J］.Steel and Composite Structures，36（1）：17-29.

Seismic Response Analysis and Qualification Test

of a Nuclear-grade Back-up Panel

HU Lihong1，WANG Dongwei2，Guo Tao1

（1.Sichuan Xingshidai Intelligent Satellite Technology Co.，Ltd.Manufacturing Innovation Center，

Chengdu 610041，Sichuan，China）

（2.Science and Technology on Reactor System Design Technology Laboratory，Nuclear Power Institute of China，

Chengdu 610213，Sichuan，China）

Abstract

Both the numerical analysis and seismic qualification test of the response characteristics of the back-up panel（BUP）in the control room of the nuclear power plant subjected to the earthquake are carried out.The response-spectrum analysis shows that the maximum Mises stress of the BUP is 91.89 MPa，less than the maximum yield limit stress of structural material.Thus，the BUP has ideal aseismic performance.The time-history analysis shows that with the increase of the structures height，the maximum response of the structure gradually increases，and the vibration amplitude in the lateral direction is the most obvious.Further，time-frequency analysis of the vibration signals in the installation area of the display screen is carried out，revealing that the peak energy in three directions at the same point is mainly located in 2-3 Hz，but the time interval is deferent.The lateral peak energy is about 2 times of the longitudinal and vertical ones.The seismic test and analysis show that with the increase of the height，the amplitude of the vibration acceleration increases gradually，and the vibration signal amplification in the lateral direction is the most significant.Therefore，inhibiting the lateral movement of the BUP is the key to improving the aseismic performance of the structure.After the seismic test，the overall structure of the BUP has no visible deformation or rupture，and the connectors do not loosen or fall off，suggesting that the BUP has passed the seismic test.

Keywords：nuclear power；back-up panel；aseismic；qualification test