核电站某型式滤网单元的抗震分析

刘娅娟,王敬喜,潘 聪,池 豪,李佳琪

(上海发电设备成套设计研究院，上海 200240)



核电站某型式滤网单元的抗震分析

刘娅娟,王敬喜,潘 聪,池 豪,李佳琪

(上海发电设备成套设计研究院，上海 200240)

应用有限元分析软件ANSYS，建立了核电站某型式滤网单元的三维计算模型，对滤网单元结构进行了抗震分析计算。在滤网单元结构模态分析的基础上，采用等效静载的方法对滤网单元结构在自重、压强和地震载荷下进行了抗震分析。并依据ASME规范卷III的要求，对滤网单元在D级使用限制条件下的应力进行组合和评估。结果表明该滤网单元的设计满足ASME规范卷III的要求。

核电站； 滤网单元； 抗震分析； 应力评定

为了保证核电站的安全运行与正常停堆，根据相关安全法规的要求，核安全相关设备在各类载荷，特别是地震载荷作用下应保持结构完整性[1]。该新型滤网单元结构属于抗震I类的核安全C级设备，要求在运行和极限安全地震载荷下均能够保持结构完整性。AP1000核电厂的抗震分析中已取消运行基准地震(OBE)抗震分析，只用对安全停堆地震(SSE)引起的载荷进行分析。

目前，结构抗震计算的方法主要分为两大类：静力分析和动力分析。其中静力分析方法包括准静力法和等效静力法，动力分析方法包括反应谱法和时间历程方法。理论上讲，时间历程计算方法最为准确，但是计算中需要地震时间历程载荷；而反应谱法计算原理简单，理论成熟，又能在一定程度上反映结构的动态特性，因此得到广泛应用[2]。一般来说，可以根据模态分析后的结果来确定抗震分析方法。当设备的固有频率大于反应谱截止频率时，认为设备是刚体，可以采用静力分析法来进行抗震分析，并用零周期加速度(ZPA)作为假设加速度；如果设备的固有频率小于反应谱截止频率时，抗震分析则需要采用等效静力法或者动力分析法。

验证设备的结构完整性需要考虑其所承受的正常设计载荷，地震载荷以及设备外部连接所传递的载荷。笔者采用有限元模拟软件ANSYS建立滤网单元的力学模型，对该结构进行了在自重、压强和地震载荷下的抗震分析，并按ASME规范卷III[3]的要求，对结构在相应使用限制条件下的应力进行组合和评定，得出该滤网单元在反应谱峰值加速度下的静态响应，为其抗震设计提供一定的参考价值，同时也为了验证该单元在SSE下的结构完整性。

1 计算模型

1.1 有限元模型

该新型滤网单元主要由多孔板和支撑管组成，根据结构特点建立简化的三维有限元模型。模型由4节点壳单元(SHELL181)组成，总共包括330 707个节点，345 066个单元。主要分析自重(钢板自重+碎片重量)、水动力重量和安全停堆地震对滤芯单元的整体响应。

图1 滤网单元的几何模型

1.2 材料

滤网单元的材料为板壳类材料SA-240 TP 304，属于18Cr-8Ni奥氏体钢(G材料组系)，依据ASME规范第II卷[4]D篇给出的数据，并通过线性插值得到相应温度下的材料性能参数和许用应力值。

模型中采用其在148.9 ℃下的性能参数：E=186 138 MPa，υ=0.3。考虑滤网单元的多孔板区域，不利于建模和网格划分，且所受载荷为均布载荷，依据ASME规范卷III 第1册附录对多孔板区域做相应简化[3]。

简化后的多孔板的等效弹性模量和泊松比的值为E*=61 426 MPa，υ*=0.343。模型中两种材料参数见表1。

表1 滤网单元的材料模型

1.3 载荷

过滤器在进行抗震分析时，要考虑自重、水动力质量、接管载荷、地震载荷以及温度和压差的影响。接管和滤网框架间通过柔性垫圈连接，接管载荷可以忽略。由于滤网单元在结构设计上对温度效应产生的热膨胀进行了补偿，不会产生显著的热应力，分析中不用考虑温度的影响。压差作为一个局部受力，滤网单元整体分析时，压差会作为内部力抵消，不考虑压差对单元整体结构的局部影响。此分析模型主要考虑自重、水动载荷以及地震载荷组合下产生的水平方向和竖直方向加速度的影响。

1.3.1 自重

主要考虑自身质量和碎片质量，其中滤芯的质量为mcd=69 kg，碎片质量为md=11.3 kg。

1.3.2 水动力质量

该滤网属于水下工作部件，承受地震载荷时会在水下进行变速运动，导致周围流体产生加速度，存在附加质量的作用。当不考虑流体的压缩性及粘性时，可利用势流理论来分析结构的附加质量，此时附加质量仅与结构的形状以及流体密度有关[5]。求解得到三个方向的水动力质量为：

mhX=204.98 kg
mhY=102.49 kg
mhZ=102.49 kg

其中，X为流道方向，Y为流道垂直方向，Z为滤芯高度方向。

1.3.3 地震载荷

地震载荷一般是采用该设备所在楼层的楼层响应谱作为激励输入，对于滤网支撑结构，所有底部支撑件都安装在同一楼层，设备所在楼层SSE楼层响应谱见图2，其中Accel-X表示楼层响应谱X方向加速度，Accel-Y表示楼层响应谱Y方向加速度，Accel-Z表示楼层响应谱Z方向加速度。

图2 地震载荷谱

由样机整体的强度分析报告可知，整体设备的X、Y、Z三个方向的固有频率分别为39.9 Hz、46.7 Hz、30.4 Hz，其中有两个方向的固有频率小于截止频率。在对滤网单元进行分析时，取SSE加速度响应谱的最大加速度来进行计算。

依照设计规范书和ASME规范卷III[3]，该滤网在安全停堆地震下的阻尼百分比取4%。地震载荷一般要考虑地震激励的三个方向，SSE加速度响应谱X、Y、Z三个方向的峰值加速度分别为3.95 g、1.95 g、2.0 g。

2 载荷组合与使用限制

2.1 载荷组合

根据设计规范书，该设备有三种载荷类型。该新型滤网单元的设计载荷组合见表2。载荷组合3的工况组合较载荷组合1和2更为苛刻，且应力限制系数也较为严格，对载荷组合3进行分析更为保守。本报告只进行第3种载荷组合下的滤网单元的抗震分析。

表2 设计载荷组合

2.2 使用限制

根据ASME锅炉和压力容器规范，卷III-1-NF[3]，该滤网单元可以当作板壳型支撑件，应用第三强度理论(Tresca理论)来进行评定。

结合滤网单元的设计载荷组合情况，表3给出D级使用限制下结构材料的应力限制。

表3 D级使用限制下的SA 240 TP 304的应力限制[3]

3 计算和结果分析

3.1 分析方法

本文主要针对载荷组合3(W+ΔP+SSE)，对滤网单元进行了模态分析，并在模态分析的基础上用等效静力法来分析结构在安全停堆地震(SSE)载荷下的响应。鉴于目前滤网整体结构的模态不确定，采用安全停堆地震(SSE)载荷的RRS中峰值加速度作为静力分析时的等效加速度。计算滤网单元在载荷组合3下的应力，按照表3进行应力评定。

3.2 模态分析结果

模态分析是为了得到滤网单元的主要模态，边界条件不用施加加速度载荷。系统质量为滤芯自重时，滤芯在三个方向的主振型的固有频率为：

X方向：fX=227.32 Hz

Y方向：fY=31.177 Hz

Z方向：fZ=106.50 Hz

三个方向主振型的位移见图3。

图3 滤网单元的主振型位移分布

在滤网单元整体结构的抗震分析中需要滤芯内碎片以及水动力质量对固有频率造成的影响。考虑了碎片质量和水动力质量的总质量为mtotX=285.28 kg，mtotY=182.79 kg，mtotZ=182.79 kg，滤网单元在三个方向的主要模态频率为：

3.3 等效静力分析结果

3.3.1 整体结果

通过仿真计算，得出滤网单元在SSE地震载荷下的各个方向的位移图和应力图。滤芯单元的位移见图4，最大位移为1.74 mm，发生在滤网单元中间靠近入流口的位置。

图4 滤芯单元位移分布

滤网单元的应力分布见图5、图6。

图5 滤芯的薄膜应力分布

图6 滤芯的薄膜加弯曲应力分布

最大薄膜应力是111.26 MPa，最大薄膜加弯曲应力是179.45 MPa。由应力云图可得：滤网单元的最大薄膜应力以及最大膜加弯应力都分布在滤网侧面板右上角的弯折处。

按照D级使用限制148.9 ℃下的应力限制进行评价的结果见表4。

表4 滤网单元整体应力评价 MPa

3.3.2 多孔板

滤网单元板壳结构的多孔板部分在建模时根据ASME规范进行了简化，其应力分布见图7和图8。按照ASME规范，卷III[3]，第一册附录A-8140，计算的多孔板应力要乘以系数P/h后再进行应力评价，其中P=2.5，h=0.9，P/h=2.8。从多孔板的应力云图可以看出，多孔板侧面弯折处产生了应力集中，进行应力评价时应取这一区域的整体薄膜/弯曲应力。

图7 多孔板的薄膜应力分布

图8 多孔板的薄膜加弯曲应力分布

按照D级使用限制148.9 ℃温度下的应力限制对多孔板区域进行评价：

最大薄膜应力(整体)61.82×2.8=173.1 MPa ≤195.5 MPa；

最大薄膜加弯曲应力(整体)

82.43×2.8=230.80 MPa ≤293.2 MPa。

多孔板部分的应力值均小于D级使用限制下的应力限制，满足ASME规范要求。

4 结语

本文通过建立滤网单元的有限元模型，应用ANSYS有限元软件对模型进行了详细计算，并根据ASME规范，对滤网单元在最苛刻载荷组合工况下的应力进行了分析和评定。结果表明，此滤网单元设计能满足核电厂对设备结构方面的要求。

[1] 国家技术监督局,中华人民共和国建设部. GB 50267-1997 核电厂抗震设计规范[S]. 北京: 中国标准出版社,1997.

[2] 李增光,王炯,吴天行. 核电站环形吊车抗震计算分析[J]. 核动力工程,2008,29(1): 46-49.

[3] ASME锅炉及压力容器委员会核动力分委员会. ASME锅炉及压力容器规范国际性规范III: 核设施部件建造规则[S]. 上海: 上海科学技术文献出版社,2004.

[4] ASME锅炉及压力容器委员会核动力分委员会. ASME锅炉及压力容器规范国际性规范II: 材料A篇: 铁基材料[S]. 上海: 上海科学技术文献出版社,2004.

[5] 王基盛,杨庆山. 流体环境中结构附加质量的计算[J]. 北方交通大学学报,2003,27(1): 40-43.

Seismic Analysis of a Cartridge for Nuclear Power Plants

Liu Yajuan,Wang Jingxi,Pan Cong,Chi Hao,Li Jiaqi

(Shanghai Power Equipment Research Institute,Shanghai 200240,China)

A three-dimensional calculation model was established for a cartridge of nuclear power plant by FEA software ANSYS,with which seismic analysis was conducted on the cartridge structure under the action of gravity,pressure and SSE loads using equivalent static loading method on the basis of model analysis. Meanwhile,stress combination and evaluation were carried out under D stress limits according to requirements of ASME section III. Results indicate that the design of related cartridge meets the requirements of ASME section III.

nuclear power plant; cartridge; seismic analysis; stress evaluation

2016-11-15;

2016-12-06

刘娅娟(1988—)，女，工程师，主要从事电站设备的结构、流场以及传热分析工作。

E-mail: liuyajuan89@163.com

TL362.1

A

1671-086X(2017)04-0259-04