三代核主泵全部飛輪組件飛射對壓力邊界的沖擊破壞分析*

谷鳳玲，張貴濱，王超，張進寶

(哈爾濱電氣動力裝備有限公司，黑龍江哈爾濱150066)

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三代核主泵全部飛輪組件飛射對壓力邊界的沖擊破壞分析*

谷鳳玲，張貴濱，王超，張進寶

(哈爾濱電氣動力裝備有限公司，黑龍江哈爾濱150066)

介紹了三代核反應堆冷卻劑泵電機飛輪在反應堆系統中的作用，重點闡述了作為安全相關部件-重金屬飛輪對整個系統運行和安全停堆的重要性。結合能量傳遞、能量損失的物理理論，通過主泵電機整個飛輪組件破裂、飛射的分析實例，推導出重金屬飛輪破裂飛射沖擊周圍壓力邊界時的能量損失的過程及飛射物對壓力邊界的影響，并與主泵設計規(guī)范書中的許用值進行對比，計算出安全裕度。該理論的推導和應用對核主泵飛輪的破裂分析具有重要意義。

三代核主泵；飛輪；破裂；能量損失

0　引言

隨著全球經濟的蓬勃發(fā)展，能源的可持續(xù)發(fā)展問題日漸突出。作為世界能源的重要組成部分，核電以其清潔、高效、安全的優(yōu)勢，被越來越多的國家重視。我國人均能源資源占有率較低，且分布不均勻，因此大力發(fā)展核能對于改善我國能源供應結構，降低環(huán)境污染，保障國家能源安全和經濟安全具有重要意義。

第三代核主泵是大型先進壓水堆反應堆一回路系統的重要核一級設備，是反應堆壓力邊界內的唯一能動設備，是非能動型反應堆的關鍵主設備。在第三代核主泵設計規(guī)范書中，重金屬飛輪被定義為安全相關部件。由于飛輪質量大、轉速高，一旦出現事故，會產生高能飛射物，對反應堆冷卻機泵組裝配造成較大震動，甚至有可能會對反應堆冷卻劑系統、安全殼或外設安全設施造成損壞，引起重大安全事故。飛輪材料的選用，結構和安全性的設計分析是主泵設計中至關重要的環(huán)節(jié)，是核主泵安全、可靠運行的重要保證。在突發(fā)地震或洪澇等自然災害下，飛輪會起到安全停堆、滿足惰轉需求，提供泵運行過程中的轉動慣量的作用。

1　傳統屏蔽電機的飛輪形式和第三代核主泵電機飛輪的主要區(qū)別

傳統屏蔽電機的一些機型存在一個飛輪，位于電機的上部；而某系列主泵電機在結構上甚至沒有飛輪，僅靠轉子提供相應的轉動慣量。本文所述單級的離心式無密封屏蔽電動泵中，存在兩個飛輪組件：上飛輪和下飛輪。飛輪增加了轉動部件的轉動慣量。上飛輪位于熱屏和上導軸承之間；下飛輪位于上、下推力盤之間。飛輪的材料選用一種可機加工的高密度鎢基金屬，這種材料的主要成份是鎢(含97%)，外加鎳和鐵金屬粉末，它可以在有限的空間體積內實現高轉動慣量，以保證主泵的惰轉。在飛輪的設計過程中，主要考慮飛輪轉速為1.25倍的電機同步轉速，考慮了所有預期的超速工況。在結構設計中通過熱套、錐面配合、分塊鎢金結構和在鎢金塊熱套高強度保持環(huán)，進行軸向、徑向的固定和消除其綜合應力。

2　重金屬飛輪結構及原理

三代核主泵電機中也存在兩個飛輪(上飛輪和下飛輪)。飛輪包含在壓力邊界之內，由輪轂、鎢金塊、高強度保持環(huán)及外殼等部件構成。飛輪的保持環(huán)采用高強度材料，目的是起到限制鎢金塊的作用。主泵電機飛輪主要由飛輪組件和輪轂組成，組套在主泵電動機的軸上。為了滿足飛輪的轉動慣量要求，上飛輪和下飛輪都具有較大的質量和外徑。因此在電機高速運轉時，飛輪承受較大的離心力。

在三代主泵飛輪的設計中，分析在主泵的運行工況及突發(fā)事件中，飛輪是否能夠保持完整以及飛輪破裂后的高能量飛射物是否能穿過壓力邊界部件，對泵周圍的人或物的安全產生威脅是十分必要的。國內外雖然對飛輪的完整性研究和關注程度日益增高，但對于飛輪完整性的研究經驗還比較少，基本通過解析法和有限元進行計算分析，大部分關于飛輪完整性的研究主要是考慮過盈、額定轉速、超速(125%額定轉速)的應力和變形等載荷工況，從結構強度和斷裂力學方面進行分析，計算飛輪本體在規(guī)定工況下能夠保證其結構完整性。

本文從能量消耗的角度闡述飛輪破裂后，飛射的重金屬對壓力邊界的影響。壓力邊界能否不被破壞，即飛射物不會穿透壓力邊界對周圍人和物的安全和使用功能產生威脅，對整個核反應堆的安全運行至關重要。

飛輪的破裂分析是在假設保持環(huán)已經發(fā)生破裂的情況下進行的，分析的目的是為了確保破裂飛輪的鎢金塊的能量不足以穿透壓力邊界，不會對主泵周圍的人或物造成威脅。飛輪的圓筒形外殼破壞過程分為兩個階段：第一階段為非彈性沖擊和傳遞至保持環(huán)的動量，如果塑性壓縮以及剪切應變所消耗能量足以抵消飛輪的動能的損失，外殼就不會產生剪切變形，然后進入包含外殼塑性拉伸變形的第二階段。對于外殼來說，其塑性拉伸變形的能量損耗必須抵消飛輪的殘余動能。

3　飛輪組件對外殼沖擊的破壞分析

3.1上飛輪組件對飛輪外殼沖擊的破壞分析

在對整個飛輪進行分析時，需要考慮全部組件的質量，并計算整個組件的重心半徑

式中，Wmass—組件總質量，包括鎢塊、保持環(huán)及外殼。

組件的初始速度為

V1=1.25×ωrad×rc

式中，rc—組件的重心半徑。

所有組件的初始動能為

動量傳遞過程中的能量損耗(階段1)可按下式計算

式中，M2—在外殼受到加速沖擊的質量。

圖1和圖2為不同情況下M2的計算方法。按照這個方法，可以保守假設m22不起作用。主泵電機的封頭和隔熱屏起到保護飛輪的作用，忽略其他復雜的幾何結構。從圖1，圖2中可以看出，忽略與封頭和隔熱屏組成的外殼接觸的長度，可以假設M2只與豎直方向h1的高度有關。因此，M2=m21。

為了動量有效傳遞，△E1必須在與外殼的沖擊接觸區(qū)域以應變能的形式吸收掉。能量通過兩種途徑被吸收：(1)接觸面上外殼的壓縮；(2)接觸面邊緣的剪切變形。不發(fā)生破裂條件為(階段1)

Es+Ec>△E1

式中，Es—剪切應變能；Ec—保護外殼的壓縮能，即外殼發(fā)生變形前與嵌入物接觸區(qū)域吸收的壓縮能的大小。

由于階段1保護外殼沒有發(fā)生穿透破壞，需要考核初始動能E1的剩余部分△E2。階段2的能量必須以單軸拉伸應變或雙軸拉伸應變的形式被吸收。保護外殼的安全標準(階段2)為

E1>△E2

軸向拉伸應變能Et可以有下式計算

Et=Q×εt×σd

式中，Q—在塑性流動應力σd作用下材料發(fā)生應變的體積；εt—最大平均應變；σd—材料壓縮過程的平均塑性流動應力。

初始動能剩余部分

3.2全部下飛輪組件對飛輪外殼沖擊的破壞分析

在防止下飛輪破壞壓力邊界外殼計算中，采用的計算理念和上飛輪基本相同，不同之處為M2的計算方法。核主泵電機的下法蘭起到保護飛輪的作用，忽略其他復雜的幾何結構。從圖2中可以看出，外殼向上或向下延伸的長度小于3T，因此M2=m21+0.27m22

4　計算實例

結合反應堆冷卻劑泵屏蔽電機飛輪裝配的主要尺寸數據和鎢合金飛輪結構，應用本文介紹的能量傳遞、能量損失以及在全部飛輪組件飛射時在壓力邊界上的應變形式的理論，計算該核主泵電機飛輪發(fā)生全部組件飛輪飛射對周圍壓力邊界的沖擊，并結合核主泵電機設計規(guī)范書的要求，論證飛輪的安全性能。上飛輪裝配主要尺寸

飛輪外徑：980mm；飛輪厚度：308mm；

軸線到輪轂：580.4mm；

軸線到保持環(huán)：946mm；

上飛輪重量：3181kg。上飛輪全部組件對外殼沖擊破壞分析結果見表1。

表1　上飛輪全部組件同時對外殼沖擊破壞分析計算結果　單位：kJ

下飛輪裝配主要尺寸

飛輪外徑：980mm；飛輪厚度：295.4mm；

軸線到輪轂：580.4mm；

軸線到保持環(huán)：946mm；

下飛輪重量：2183kg。下飛輪全部組件對外殼沖擊破壞分析結果見表2。

表2　下飛輪全部組件同時對外殼沖擊破壞分析計算結果　單位：kJ

5　結語

通過第三代反應堆冷卻劑泵全部飛輪飛射時動能的計算數據，與反應堆冷卻劑泵設計規(guī)格書中許用的安全裕度對比分析后得出如下結論。

(1)從能量傳遞和能量損失的角度分析，核主泵電機中全部飛輪組件發(fā)生飛射時，在飛射物接觸到周圍壓力邊界時，將經歷能力損失的兩個階段。第一階段為非彈性沖擊和傳遞至保持環(huán)的動量，如果塑性壓縮以及剪切應變所消耗能量足以抵消飛輪的動能的損失，外殼就不會產生剪切變形，然后進入包含外殼塑性拉伸變形的第二階段。對于外殼來說，其塑性拉伸變形的能量損耗必須抵消飛輪的殘余動能。

(2)通過實例計算，三代核主泵電機在125%額定轉速工況下，整個飛輪組件的飛射，其能量不足以穿透壓力邊界，不會對壓力邊界以外的人或物體產生安全威脅。

(3)該項理論的應用與推廣，對今后的核反應堆冷卻劑泵電機飛輪的破裂分析以及對整個反應堆系統安全穩(wěn)定性分析，存在指導意義。

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Analysis on Impact Damage of Pressure Boundary Caused by Whole Flying Flywheel of The Third Generation Reactor Coolant Pump

Gu Fengling，Zhang Guibin，Wang Chao，and Zhang Jinbao

(HarbinElectricPowerEquipmentCompanyLimited，Harbin150066,China)

This paper introduces the role of the third generation reactor coolant pump motor flywheel in the reactor system, and emphatically expounds importance of heavy metal flywheel ( the safety-related part) in operation and safe shutdown of whole system. Combined with physical theory of energy transfer and energy loss, energy loss process and influence of the whole flying flywheel on the surrounding pressure boundary are deduced based on fracturing and hitting analysis example of reactor coolant pump motor flywheel. Compared with allowable values in design specification of reactor coolant pump, the margin of safety is calculated. Derivation and application of this theory has practical significance for fracture analysis of reactor coolant pump motor flywheel.

The third generation reactor coolant pump；flywheel；fracture；energy loss

大型先進壓水堆核電站重大專項(2010ZX06001-13)

10.3969/J.ISSN.1008-7281.2016.04.09

TM303

A

1008-7281(2016)04-0027-004

谷鳳玲女1983年生；畢業(yè)于哈爾濱理工大學電機專業(yè)，現從事AP1000主泵電機的技轉和自主設計等工作.

2015-05-13