臺山EPR第三代核電站核級風機抗震性能分析*

朱賀/中科華核電技術研究院有限公司

黃燕壯汪義玲劉靜/南方風機股份有限公司

臺山EPR第三代核電站核級風機抗震性能分析*

朱賀/中科華核電技術研究院有限公司

黃燕壯汪義玲劉靜/南方風機股份有限公司

核級風機是EPR核電站通風系統(tǒng)中的重要設施。對于抗震要求為“可操作性”的風機，其必須保證在地震期間和地震后仍能夠正常運行。為對核級風機在地震工況下的可操作性進行驗證，采用ANSYS軟件進行數(shù)值建模，并針對事故工況下的結構應力和定子轉子之間的間隙進行分析。分析結果表明，在事故工況下該核級風機均能夠滿足相關規(guī)范的要求。

核級風機；分析法；抗震鑒定

0 引言

對于在役電站抗震要求為1A（地震載荷下，要求設備具有可操作性）的核級風機，其抗震鑒定多采用試驗法來完成。試驗法能夠較好地模擬地震，驗證風機設備的抗震性能[1]。但是，試驗法的缺點也十分明顯。一方面，抗震試驗成本較高，抗震試驗所需要的樣機生產周期較長；另一方面，通過試驗法鑒定可以得到樣機是否滿足鑒定要求的結論，但是無法像分析計算法那樣直觀地找到風機設備在抗震性能方面的薄軟環(huán)節(jié)，不利于設備抗震性能改進。近年來，隨著泵、閥等能動機械設備抗震鑒定研究的發(fā)展和有限元分析計算的不斷推廣，國外大部分能動機械設備的抗震鑒定均采用分析法來完成。在核電設備的抗震分析中，廣泛采用頻譜分析法，該方法可確定結構上各危險點在整個地震歷程中的最大應力和內力[2-3]。對于3個不同方向輸入的地震響應譜，采用平方和開平方根（SRSS）方法進行組合，并在此基礎上考慮自重的最不利影響進行工況組合[4-6]。

目前，計算方法中以基于譜分析方法的線性計算為主[5-6]，非線性有限元計算已開始應用于核電設備結構的抗振性能計算中[7-8]。對于EPR機組有抗震要求的核級風機，一般采用譜分析法分析IE（檢測地震，數(shù)值為DBE譜值的1/5）和DBE（設計基準地震）載荷下風機結構響應，首先對結構系統(tǒng)建立有限元模型，確定相應的計算參數(shù)，進行模態(tài)分析，計算出系統(tǒng)的固有頻率，然后對其整體結構進行應力計算。在對核級風機進行可操作性驗證時，首先需要保證風機在所有工況下的應力都處于彈性階段，不會出現(xiàn)永久性變形；其次，要限制風機的彈性變形量，避免過大的彈性變形。

針對臺山EPR機組某核級風機結構參數(shù)，采用ANSYS 14.5有限元分析軟件對其整體進行建模和抗震性能計算，并依據(jù)ASMEAG-1[9]規(guī)范對其在正常運行、異常工況及事故工況下進行抗震評定。

1 計算模型和組合工況

1.1 計算模型

核級軸流風機由殼體、葉輪、電機和風機支架等重要部件組成。電機作為能動部件，一般單獨采用計算或試驗的方法來進行抗震鑒定。在風機計算中，把電機簡化為質量點處理，通過剛性連接把電機與電機支座相連；葉輪軸根部與電機質量點進行節(jié)點耦合處理，考慮到電機剛性一般遠遠高于風筒和葉片而且電機軸與電機前端蓋為過贏配合，這種簡化方式比較合理。對于風機整體模型，在ANSYS中采用shell181單元進行模擬，對于風機支架與風筒連接的重要螺栓，采用beam188單元進行模擬。風機支架與錨固板為焊接，在計算中簡化為固定點，并在固定點上施加地震載荷。采用ANSYS 14.5對風機進行了有限元建模，Y軸為垂直向，XZ為水平向，風機的整體結構及ANSYS有限元模型見圖1。

圖1 風機整體結構示意圖及ANSYS有限元模型圖

1.2 模態(tài)分析

為了得到風機的振動特性，首先對風機的振型模態(tài)進行了計算分析?？紤]到臺山EPR機組樓層響應譜的截止頻率為50Hz，因此利用有限元程序分析了截止頻率為50Hz的風機結構整體模態(tài)。通過對參與質量的分析得出風機的前3階振形對應的頻率分別為35.1Hz，36.5Hz和 49.0Hz，各主要振型的質量參與系數(shù)列于表1中。設備的主要振形如圖2所示。

由于設備的總質量為337kg，因此設備在三個不同方向上的參與質量均未達到總質量的90%，根據(jù)NUREG/CR6645[10]的要求，對于高頻段的殘余質量采用等效靜力法計算其地震下的響應。

圖2 風機設備典型振形圖

表1 各階振形對應的頻率與參與質量表

1.3 組合工況載荷

在抗震動力計算中主要考慮正常工況、異常工況和事故工況，相應的荷載組合示于表2。風機的設計壓力為1 800Pa。為了計算結果更為保守，葉片上的風壓施加方向與重力方向一致。在譜分析中，地震反應譜取臺山核電站所有核級風機安裝處的包絡譜（RRS），計算中阻尼比取4%，相應的反應譜曲線示意圖見圖3。

表2 主要工況及相應載荷組合表

圖3 臺山核電廠核級風機安裝位置水平和垂直向包絡譜圖

2 風機及其支架強度分析與評定

2.1 當量應力及強度評定準則

核級風機機殼、葉輪和風機支撐等重要部件的材料為Q235B，其基本許用應力強度S為90MPa。風機在不同工況下的許用應力值根據(jù)ASME AG-1確定，見表3。其中，在事故工況下使用B級準則進行校核，可以限制風機彈性變形的大小。

表3 風機在不同工況下的許用應力限值表

由于風機在A，B準則下的許用應力相同，但事故工況下風機所承受的載荷更為苛刻，所以只需對風機在事故工況下的應力強度按照B級準則評定即可以包絡所有工況。

2.2 風機變形的評定準則

為了保證核級風機在地震工況下仍能夠正常運行，在計算中需要對設備的彈性變形加以限制，根據(jù)ASME AG-1的要求，風機在不同工況下的許用變形值見表4。

表4 風機在不同工況下的許用變形量限值表

表4中dmax為設備允許的最大變形，對于風機而言一般取定子轉子之間的間隙作為設備允許的最大變形。由于風機在A，B準則下的許用變形量相同，但事故工況下風機所承受的載荷更為苛刻，所以只需對風機在事故工況下的變形量按照B級準則評定即可以包絡所有工況。

2.3 應力強度與變形量評定

在事故工況下，對核級軸流風機進行了有限元計算，對地震在3個不同空間分量響應的組合應采用SRSS方法，然后考慮與自重荷載進行組合，并使所得的當量應力為最大值[5]。地震工況下，風機結構的當量應力見表5。計算結果表明，事故工況下風機的當量應力低于其相應應力限值，滿足ASME AG-1的要求。在事故工況下，風機結構的當量應力分布見圖4。

表5 風機結構的應力評定表MPa

圖4 風機在事故工況下的應力分布圖

在事故工況下，風機筒體的最大變形量為0.49mm，葉輪最大變形量為0.516mm，二者最大相對變形量為1.006mm，小于風機定子轉子之間的最小設計間隙2mm，因此風機葉輪與風筒在地震工況下不會發(fā)生剮蹭，仍滿足可操作性要求，計算結果見圖5。

圖5 風機在事故工況下的變形圖

3 風機螺栓和錨固板焊縫的評定

針對螺栓緊固件和螺紋零件的拉伸、剪切和彎曲的許用應力，在RCC-M[11]標準的ZVI-2461中有詳細規(guī)定。通常，在一般工況下螺栓均同時承受拉伸和剪切的組合作用，此時的組合應力比要小于1.0。在事故工況下，對結構的3個風機筒體與風機支架的連接螺栓進行了評定。支撐桿螺栓的最大復合應力比見表6，支撐桿螺栓的最大復合應力比遠小于1.0，因此螺栓滿足強度要求。

依據(jù)RCC-M規(guī)范H3282的規(guī)定，母材抗拉強度在310～415MPa時，角焊縫剪應力以及拉應力的極限值為125MPa。對風機在事故工況下風機支架與連接板處的焊縫進行了強度評定，其最大應力值見表6，最大應力值均遠小于許用值的125MPa，因此滿足強度要求。

表6 事故工況下風機螺栓與焊縫的評定表

4 結束語

本文介紹了分析法抗震鑒定的計算方法與過程、應力與變形量的評定準則，并采用ANSYS 14.5軟件對臺山EPR機組核級風機進行了有限元建模、應力變形量計算、強度和可操作性評定。在地震工況下，通過對3個方向地震響應的SRSS組合，并考慮其他荷載的不利影響，依據(jù)ASME AG-1規(guī)范進行結構的強度和變形評定。結果表明：該核級風機具有良好的抗震性能，在地震工況下能夠滿足其抗震要求。但通過分析也發(fā)現(xiàn)，風機風筒與風機支撐連接處應力較高，風筒底部剛性稍弱，變形量較大。對于更大型號的軸流風機，在設計中應重點考慮這兩方面的加強。

[1]IEEE344 Recommended Practice for Seismic Qualification of Class1EEquipment for Nuclear Power,2004.

[2]譚忠文，王海濤，何樹延.核電廠大型組合結構的有限元抗震分析方法研究[J].核科學與工程，2008，28（2）:188-192.

[3]李增光，王炯，吳天行.核電廠環(huán)形吊車抗震計算分析[J].核動力工程，2008，29（1）:46-49.

[4]Zhang Z,He S,Xu M.Seismic Analysis of Liquid Storage Container in Nuclear Reactors[J].Nuclear Engineering and Design,2007,237:1325-1331.

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[9]AMSEAG-1Code on Nuclear Airand Gas Treatment.

[10]NUREG/CR-6645 Reevaluation of Regulatory Guidance on Modal Response Combination Method for Seismic Response Spectrum Analysis

[11]RCC-M壓水堆核島機械設備設計和建造規(guī)范：H篇,附錄ZVI[S].2000.

Seism ic Performance Analysis of Nuclear Fan for Taishan EPR the Third-generation Nuclear Power Plant

Zhu He/China Nuclear Power Technology Research Institute
Huang Yanzhuagn,Wang Yiling,Liu Jing/ Nanfang Ventilator Co.,Ltd.

The safety-related fan is an important facility of HVAC system in nuclear power plants.The safety function and operability shall be satisfied under and after the seismic condition for the nuclear fan with the seismic requirement“Operability”.In order to verify the operability of nuclear fan in seismic condition,the fan model is analyzed using finite elementmodel with ANSYS software and the structure stress and the clearance between rotor and stator under the accident condition is analyzed.The results show that the nuclear fan can achieve the requirements in accidental condition.

nuclear fan;analysismethod; seismic qualification

TH432.1；TK05

A

1006-8155（2015）04-0027-06

10.16492/j.fjjs.2015.04.107

*國家資助項目：國家高技術研究發(fā)展計劃（863計劃）資助（課題編號：2012AA050902）

2015-02-21廣東深圳518124