核電廠堆芯補(bǔ)水箱抗震分析

趙 勇

(上海發(fā)電設(shè)備成套設(shè)計(jì)研究院有限責(zé)任公司，上海 201112)

堆芯補(bǔ)水箱放置在安全殼內(nèi)32.6 m標(biāo)高的層面上，是第三代先進(jìn)壓水堆核電技術(shù)的非能動(dòng)安全注入系統(tǒng)中的重要設(shè)備，是非能動(dòng)安全注射系統(tǒng)四個(gè)水源之一。堆芯補(bǔ)水箱具有高壓安全注射功能，在失水事故時(shí)，能在較長(zhǎng)時(shí)間內(nèi)向堆芯提供相對(duì)高流量的安注。當(dāng)正常補(bǔ)水系統(tǒng)不可用或不足時(shí)，堆芯補(bǔ)水箱為反應(yīng)堆冷卻系統(tǒng)提供緊急補(bǔ)水和硼化[1]。堆芯補(bǔ)水箱對(duì)核電廠運(yùn)行安全性至關(guān)重要，屬于抗震Ⅰ級(jí)設(shè)備,有必要按照抗震設(shè)計(jì)規(guī)范對(duì)其進(jìn)行抗震分析。

目前國(guó)內(nèi)核電廠的抗震設(shè)計(jì)依據(jù)主要有：美國(guó)工程協(xié)會(huì)標(biāo)準(zhǔn)[2-5]、法國(guó)RCC系列規(guī)范[6]以及我國(guó)核電廠抗震設(shè)計(jì)規(guī)范[7-10]。學(xué)者們對(duì)這些抗震規(guī)范進(jìn)行了研究，劉國(guó)強(qiáng)[11]等對(duì)國(guó)內(nèi)外核電廠抗震設(shè)計(jì)規(guī)范比較，黃偉峰[12]等對(duì)中國(guó)和法國(guó)抗震設(shè)計(jì)規(guī)范進(jìn)行了分類比較，侯春林[13]研究了核電廠結(jié)構(gòu)抗震分析中不同規(guī)范要求引起的差異及影響，李忠誠(chéng)[14]等比較了不同法規(guī)關(guān)于核電廠設(shè)計(jì)地震動(dòng)合成的技術(shù)要求。學(xué)者們也對(duì)堆心補(bǔ)水箱進(jìn)行了研究，于躍[15]對(duì)核電站用堆芯補(bǔ)水箱進(jìn)行了分析與評(píng)定，程嘉偉[16]等對(duì)AP1000三代核電堆芯補(bǔ)水箱支撐柱焊接變形控制工藝進(jìn)行了研究。本文根據(jù)核電廠抗震設(shè)計(jì)規(guī)范[8]對(duì)堆芯補(bǔ)水箱進(jìn)行抗震計(jì)算分析，確定了與抗震分析相關(guān)的載荷組合和應(yīng)力限值；根據(jù)應(yīng)力限值，評(píng)估了堆芯補(bǔ)水箱在地震條件下的安全性性能。為核級(jí)設(shè)備抗震分析提供參考借鑒。

1 堆芯補(bǔ)水箱描述

堆芯補(bǔ)水箱主要由筒體、上封頭、下封頭、進(jìn)口管、出口管、人孔、8根支撐柱以及底板組成[15,16]。設(shè)計(jì)壓力為17.13 MPa，設(shè)計(jì)溫度為343℃，最小容積為70.8 m3。水箱材料為SA-508Gr.3Cl.1，支撐柱和人孔螺栓材料為SA-193Gr.B7，設(shè)計(jì)溫度下材料性能參數(shù)[15,17]見表1。

表1 材料性能表Table 1 Material properties

2 建立有限元模型

使用ANSYS軟件建立有限元模型，根據(jù)堆芯補(bǔ)水箱結(jié)構(gòu)對(duì)稱特點(diǎn)，采用1/2結(jié)構(gòu)模型；對(duì)堆芯補(bǔ)水箱進(jìn)行網(wǎng)格劃分，生成10927個(gè)四面體單元和25721個(gè)節(jié)點(diǎn)；對(duì)稱面施加對(duì)稱約束，對(duì)底面施加固定約束。有限元模型見圖1。

圖1 有限元模型圖Fig.1 Finite element model

3 模態(tài)分析

對(duì)模態(tài)分析中的參數(shù)進(jìn)行設(shè)置，模態(tài)分析采用子空間法(SUBSPACE METHOD)，模態(tài)分析階數(shù)設(shè)置為10階，進(jìn)行模態(tài)分析計(jì)算。堆芯補(bǔ)水箱前10階固有頻率見表2。堆芯補(bǔ)水箱1—4階固有頻率變形如圖2所示。 從表2可以得出：堆芯補(bǔ)水箱最低固有頻率小于33 Hz；第4階固有頻率已經(jīng)達(dá)到了119Hz，前4階固有頻率變形圖已經(jīng)足夠?yàn)榻Y(jié)構(gòu)的振動(dòng)特性分析以及動(dòng)力特性的優(yōu)化設(shè)計(jì)提供依據(jù)。

表2 固有頻率Table 2 Natural frequency

圖2 1—4階固有頻率變形圖 Fig.2 1-4 order natural frequency deformation

4 載荷組合

對(duì)于抗震Ⅰ級(jí)的設(shè)備和部件，其載荷組合應(yīng)采用核電廠抗震設(shè)計(jì)規(guī)范規(guī)定：(1) 設(shè)計(jì)荷載、 A級(jí)或B級(jí)使用荷載效應(yīng)應(yīng)與運(yùn)行安全地震震動(dòng)引起的地震作用相疊加。(2) D級(jí)使用荷載效應(yīng)應(yīng)與極限安全地震震動(dòng)引起的地震作用相疊加。

采用最不利的使用載荷組合形式見表3。

堆芯補(bǔ)水箱放置在安全殼內(nèi)32.6 m標(biāo)高的層面上，根據(jù)堆芯補(bǔ)水箱設(shè)計(jì)規(guī)格書，可以得到堆芯補(bǔ)水箱在此標(biāo)高的極限安全地震響應(yīng)譜(32.6 m層高)，阻尼比4%，響應(yīng)譜見圖3、4。

運(yùn)行安全地震響應(yīng)譜加速度幅值為極限安全地震響應(yīng)譜加速度幅值的二分之一[7]。

表3 載荷組合形式Table 3 Load combination form

表4 進(jìn)出水管接管載荷Table 4 Inlet and outlet pipe load

圖3 水平方向響應(yīng)譜Fig.3 Horizontal response spectrum

圖4 豎直方向響應(yīng)譜Fig.4 Vertical response spectrum

5 抗震分析以及應(yīng)力評(píng)定

核級(jí)設(shè)備抗震分析方法有兩種：一種是等效靜載荷法，另一種方法是響應(yīng)譜法或時(shí)間歷程法。通常通過(guò)設(shè)備的最低固有頻率來(lái)確定使用那種方法：如果其最低固有頻率大于33 Hz，則可采用靜力法分析；如果其最低固有頻率小于33 Hz，則必須采用響應(yīng)譜法或時(shí)間歷程法。

堆芯補(bǔ)水箱最小固有頻率小于33 Hz，抗震分析采用響應(yīng)譜分析。對(duì)有限元模型施加設(shè)計(jì)載荷(除地震載荷外)和D級(jí)使用載荷(除地震載荷外)，進(jìn)行靜力分析；對(duì)有限元模型施加響應(yīng)譜載荷，進(jìn)行響應(yīng)譜分析，分析采用單點(diǎn)反應(yīng)譜分析。將靜力分析結(jié)果與響應(yīng)譜分析結(jié)果進(jìn)行疊加后，根據(jù)相應(yīng)的應(yīng)力限值進(jìn)行應(yīng)力評(píng)定。對(duì)于堆芯補(bǔ)水箱(除支撐柱外)，靜力分析結(jié)果遠(yuǎn)大于響應(yīng)譜分析的結(jié)果，相差二個(gè)數(shù)量級(jí)以上，響應(yīng)譜分析結(jié)果影響較小，堆芯補(bǔ)水箱(除支撐柱外)應(yīng)力評(píng)定見表5。支撐柱、螺栓應(yīng)力評(píng)定結(jié)果見表6。從表5和表6可以得出：在最不利的組合載荷作用下，堆芯補(bǔ)水箱以及螺栓的最大應(yīng)力值小于應(yīng)力限值，滿足安全性要求。

6 結(jié)論

根據(jù)核電廠抗震設(shè)計(jì)規(guī)范，采用對(duì)堆心補(bǔ)水箱最不利的載荷組合，對(duì)堆芯補(bǔ)水箱進(jìn)行了抗震分析，包括模態(tài)分析、靜力分析和響應(yīng)譜分析，并且對(duì)計(jì)算結(jié)果進(jìn)行應(yīng)力評(píng)定，可以得到：

表5 堆芯補(bǔ)水箱(除支撐柱外)應(yīng)力結(jié)果Table 5 Stress assessment results of core make-up tank (except support column)

注：Pm為總體薄膜應(yīng)力；PL為局部薄膜應(yīng)力；Pb為彎曲應(yīng)力；Sm為許用應(yīng)力

表6 支撐柱、螺栓應(yīng)力結(jié)果Table 6 Stress results of support column and bolt

注：ft為計(jì)算的拉應(yīng)力；ftb為工作溫度下的許用拉應(yīng)力；r=2；fv為計(jì)算的剪應(yīng)力；fvb為工作溫度下的許用剪應(yīng)力

注：靜力分析結(jié)果與響應(yīng)譜分析結(jié)果采用絕對(duì)值相加方式組合

(1)堆芯補(bǔ)水箱一階固有頻率小于33Hz，需要采用響應(yīng)譜分析方法進(jìn)行抗震分析。

(2)在最不利的組合載荷作用下，堆芯補(bǔ)水箱以及螺栓的應(yīng)力小于應(yīng)力限值，滿足安全性要求。

[1] 林誠(chéng)格, 郁祖盛, 歐陽(yáng)予. 非能動(dòng)安全先進(jìn)壓水堆核電技術(shù)[M].北京: 原子能出版社, 2010: 441-445.

[2]ASCE.ASCE4-98,Seismic Analysis of Safety -Related Nuclear Structures and Commentary[S]．New York :ASCE, 2000.

[3]U.S.NRC. Regulatory Guide 1.29: Seismic Design Classification[S]．Washington, DC： U.S. NRC, 1978.

[4]U.S.NRC. Regulatory Guide 1.165: Identification and Characterization of Seismic Sources and Determination of SafeShutdown Earthquake Ground Motion[S].Washington, DC： U. S.NRC, 1997．

[5]U. S. Atomic Energy Commission. Regulatory guide 1. 60 : design response spectra for seismic design of nuclear power plants[S].Germantown：U. S. Atomic Energy Commission，1973．

[6]BAYLAC G,GRANDEMANGE J M.The French code RCC-M: Design and Construction Rules for the Mechanical Components of PWR Nuclear Islands[J].Nuclear Engineering and Design, 1991, 129(3): 239-254.

[7]國(guó)家核安全局.HAF-J0053, 核設(shè)備抗震鑒定試驗(yàn)指南[S].北京：國(guó)家核安全局，1995.

[8]國(guó)家地震局. GB50267-97, 核電廠抗震設(shè)計(jì)規(guī)范[S].北京: 國(guó)家地震局，1998．

[9]國(guó)家核安全局.HAD102/02, 核電廠的抗震設(shè)計(jì)與鑒定[S].北京：國(guó)家核安全局，1996.

[10]國(guó)家核安全局.HAD11/01核電廠廠址選擇中的地震問題[S].北京：國(guó)家核安全局，1994.

[11]劉國(guó)強(qiáng), 金波, 高永武. 國(guó)內(nèi)外核電廠抗震設(shè)計(jì)規(guī)范比較[J].世界地震工程, 2014, 30(4): 68-76.

[12]黃偉峰. 國(guó)標(biāo)GB50267 -97和法國(guó)RCC抗震分類比較[J].核工程研究與設(shè)計(jì), 2004，(49): 22 -26.

[13]侯春林. 核電廠結(jié)構(gòu)抗震分析中不同規(guī)范要求引起的差異及影響研究[D].哈爾濱:中國(guó)地震局工程力學(xué)研究所, 2012.

[14]李忠誠(chéng), 趙鳳新. 不同法規(guī)關(guān)于核電廠設(shè)計(jì)地震動(dòng)合成的技術(shù)要求比較[J].核動(dòng)力工程, 2006, 27(2): 17-21.

[15]于躍. 核電站用堆芯補(bǔ)水箱設(shè)計(jì)分析與評(píng)定[D].大連: 大連理工大學(xué), 2015.

[16]程嘉偉, 江才林, 王天雄. AP1000三代核電堆芯補(bǔ)水箱支撐柱焊接變形控制工藝[J].上海電氣技術(shù), 2013,6(2): 15-18+22.

[17]ASME鍋爐及壓力容器委員會(huì)材料分委員會(huì).ASME鍋爐及壓力容器規(guī)范國(guó)際性規(guī)范, Ⅱ 材料 D篇 性能(公制)[M].北京: 中國(guó)石化出版社, 2004: 412-413.