台山EPR第三代核电站核级风机抗震性能分析*

朱贺/中科华核电技术研究院有限公司

黄燕壮汪义玲刘静/南方风机股份有限公司

台山EPR第三代核电站核级风机抗震性能分析*

朱贺/中科华核电技术研究院有限公司

黄燕壮汪义玲刘静/南方风机股份有限公司

核级风机是EPR核电站通风系统中的重要设施。对于抗震要求为“可操作性”的风机，其必须保证在地震期间和地震后仍能够正常运行。为对核级风机在地震工况下的可操作性进行验证，采用ANSYS软件进行数值建模，并针对事故工况下的结构应力和定子转子之间的间隙进行分析。分析结果表明，在事故工况下该核级风机均能够满足相关规范的要求。

核级风机；分析法；抗震鉴定

0 引言

对于在役电站抗震要求为1A（地震载荷下，要求设备具有可操作性）的核级风机，其抗震鉴定多采用试验法来完成。试验法能够较好地模拟地震，验证风机设备的抗震性能[1]。但是，试验法的缺点也十分明显。一方面，抗震试验成本较高，抗震试验所需要的样机生产周期较长；另一方面，通过试验法鉴定可以得到样机是否满足鉴定要求的结论，但是无法像分析计算法那样直观地找到风机设备在抗震性能方面的薄软环节，不利于设备抗震性能改进。近年来，随着泵、阀等能动机械设备抗震鉴定研究的发展和有限元分析计算的不断推广，国外大部分能动机械设备的抗震鉴定均采用分析法来完成。在核电设备的抗震分析中，广泛采用频谱分析法，该方法可确定结构上各危险点在整个地震历程中的最大应力和内力[2-3]。对于3个不同方向输入的地震响应谱，采用平方和开平方根（SRSS）方法进行组合，并在此基础上考虑自重的最不利影响进行工况组合[4-6]。

目前，计算方法中以基于谱分析方法的线性计算为主[5-6]，非线性有限元计算已开始应用于核电设备结构的抗振性能计算中[7-8]。对于EPR机组有抗震要求的核级风机，一般采用谱分析法分析IE（检测地震，数值为DBE谱值的1/5）和DBE（设计基准地震）载荷下风机结构响应，首先对结构系统建立有限元模型，确定相应的计算参数，进行模态分析，计算出系统的固有频率，然后对其整体结构进行应力计算。在对核级风机进行可操作性验证时，首先需要保证风机在所有工况下的应力都处于弹性阶段，不会出现永久性变形；其次，要限制风机的弹性变形量，避免过大的弹性变形。

针对台山EPR机组某核级风机结构参数，采用ANSYS 14.5有限元分析软件对其整体进行建模和抗震性能计算，并依据ASMEAG-1[9]规范对其在正常运行、异常工况及事故工况下进行抗震评定。

1 计算模型和组合工况

1.1 计算模型

核级轴流风机由壳体、叶轮、电机和风机支架等重要部件组成。电机作为能动部件，一般单独采用计算或试验的方法来进行抗震鉴定。在风机计算中，把电机简化为质量点处理，通过刚性连接把电机与电机支座相连；叶轮轴根部与电机质量点进行节点耦合处理，考虑到电机刚性一般远远高于风筒和叶片而且电机轴与电机前端盖为过赢配合，这种简化方式比较合理。对于风机整体模型，在ANSYS中采用shell181单元进行模拟，对于风机支架与风筒连接的重要螺栓，采用beam188单元进行模拟。风机支架与锚固板为焊接，在计算中简化为固定点，并在固定点上施加地震载荷。采用ANSYS 14.5对风机进行了有限元建模，Y轴为垂直向，XZ为水平向，风机的整体结构及ANSYS有限元模型见图1。

图1 风机整体结构示意图及ANSYS有限元模型图

1.2 模态分析

为了得到风机的振动特性，首先对风机的振型模态进行了计算分析。考虑到台山EPR机组楼层响应谱的截止频率为50Hz，因此利用有限元程序分析了截止频率为50Hz的风机结构整体模态。通过对参与质量的分析得出风机的前3阶振形对应的频率分别为35.1Hz，36.5Hz和 49.0Hz，各主要振型的质量参与系数列于表1中。设备的主要振形如图2所示。

由于设备的总质量为337kg，因此设备在三个不同方向上的参与质量均未达到总质量的90%，根据NUREG/CR6645[10]的要求，对于高频段的残余质量采用等效静力法计算其地震下的响应。

图2 风机设备典型振形图

表1 各阶振形对应的频率与参与质量表

1.3 组合工况载荷

在抗震动力计算中主要考虑正常工况、异常工况和事故工况，相应的荷载组合示于表2。风机的设计压力为1 800Pa。为了计算结果更为保守，叶片上的风压施加方向与重力方向一致。在谱分析中，地震反应谱取台山核电站所有核级风机安装处的包络谱（RRS），计算中阻尼比取4%，相应的反应谱曲线示意图见图3。

表2 主要工况及相应载荷组合表

图3 台山核电厂核级风机安装位置水平和垂直向包络谱图

2 风机及其支架强度分析与评定

2.1 当量应力及强度评定准则

核级风机机壳、叶轮和风机支撑等重要部件的材料为Q235B，其基本许用应力强度S为90MPa。风机在不同工况下的许用应力值根据ASME AG-1确定，见表3。其中，在事故工况下使用B级准则进行校核，可以限制风机弹性变形的大小。

表3 风机在不同工况下的许用应力限值表

由于风机在A，B准则下的许用应力相同，但事故工况下风机所承受的载荷更为苛刻，所以只需对风机在事故工况下的应力强度按照B级准则评定即可以包络所有工况。

2.2 风机变形的评定准则

为了保证核级风机在地震工况下仍能够正常运行，在计算中需要对设备的弹性变形加以限制，根据ASME AG-1的要求，风机在不同工况下的许用变形值见表4。

表4 风机在不同工况下的许用变形量限值表

表4中dmax为设备允许的最大变形，对于风机而言一般取定子转子之间的间隙作为设备允许的最大变形。由于风机在A，B准则下的许用变形量相同，但事故工况下风机所承受的载荷更为苛刻，所以只需对风机在事故工况下的变形量按照B级准则评定即可以包络所有工况。

2.3 应力强度与变形量评定

在事故工况下，对核级轴流风机进行了有限元计算，对地震在3个不同空间分量响应的组合应采用SRSS方法，然后考虑与自重荷载进行组合，并使所得的当量应力为最大值[5]。地震工况下，风机结构的当量应力见表5。计算结果表明，事故工况下风机的当量应力低于其相应应力限值，满足ASME AG-1的要求。在事故工况下，风机结构的当量应力分布见图4。

表5 风机结构的应力评定表MPa

图4 风机在事故工况下的应力分布图

在事故工况下，风机筒体的最大变形量为0.49mm，叶轮最大变形量为0.516mm，二者最大相对变形量为1.006mm，小于风机定子转子之间的最小设计间隙2mm，因此风机叶轮与风筒在地震工况下不会发生剐蹭，仍满足可操作性要求，计算结果见图5。

图5 风机在事故工况下的变形图

3 风机螺栓和锚固板焊缝的评定

针对螺栓紧固件和螺纹零件的拉伸、剪切和弯曲的许用应力，在RCC-M[11]标准的ZVI-2461中有详细规定。通常，在一般工况下螺栓均同时承受拉伸和剪切的组合作用，此时的组合应力比要小于1.0。在事故工况下，对结构的3个风机筒体与风机支架的连接螺栓进行了评定。支撑杆螺栓的最大复合应力比见表6，支撑杆螺栓的最大复合应力比远小于1.0，因此螺栓满足强度要求。

依据RCC-M规范H3282的规定，母材抗拉强度在310～415MPa时，角焊缝剪应力以及拉应力的极限值为125MPa。对风机在事故工况下风机支架与连接板处的焊缝进行了强度评定，其最大应力值见表6，最大应力值均远小于许用值的125MPa，因此满足强度要求。

表6 事故工况下风机螺栓与焊缝的评定表

4 结束语

本文介绍了分析法抗震鉴定的计算方法与过程、应力与变形量的评定准则，并采用ANSYS 14.5软件对台山EPR机组核级风机进行了有限元建模、应力变形量计算、强度和可操作性评定。在地震工况下，通过对3个方向地震响应的SRSS组合，并考虑其他荷载的不利影响，依据ASME AG-1规范进行结构的强度和变形评定。结果表明：该核级风机具有良好的抗震性能，在地震工况下能够满足其抗震要求。但通过分析也发现，风机风筒与风机支撑连接处应力较高，风筒底部刚性稍弱，变形量较大。对于更大型号的轴流风机，在设计中应重点考虑这两方面的加强。

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

[2]谭忠文，王海涛，何树延.核电厂大型组合结构的有限元抗震分析方法研究[J].核科学与工程，2008，28（2）:188-192.

[3]李增光，王炯，吴天行.核电厂环形吊车抗震计算分析[J].核动力工程，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.

[5]王明弹，凌云，王晓雯，等.先进核电厂半球顶安全壳抗震分析[J].原子能科学技术，2008，42（S1）:401-407.

[6]Sinha JK.Simplified method for the seismic qualification using measuredmodal data.Nuclear Engineering and Design[J].2003, 224:125-129.

[7]Kostarev V V,Petrenko A V,Vasilyev P S.An Advanced Seismic Analysis of an NPP Powerful Turbogenerator on an Isolation Pedestal[J].Nuclear Engineering and Design,2007, 237:1315-1324.

[8]Nakamura N,Akitab S,Suzukic T,etal.Study of Ultimate Seismic Response and Fragility Evaluation of Nuclear Power Building using Nonlinear Three-Dimensional Finite Element Model[J].Nuclear Engineeringand Design,2010,240:166-180.

[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压水堆核岛机械设备设计和建造规范：H篇,附录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

*国家资助项目：国家高技术研究发展计划（863计划）资助（课题编号：2012AA050902）

2015-02-21广东深圳518124