核电常规岛主给水泵泵体基本结构的分析与评定

张澄东，杨 云

（中国电建集团上海能源装备有限公司，上海201316）

检测与测试

核电常规岛主给水泵泵体基本结构的分析与评定

张澄东，杨 云

（中国电建集团上海能源装备有限公司，上海201316）

以百万千瓦级核电常规岛主给水泵为研究对象，采用ANSYS12.0软件对泵壳、筒体、端盖分别在接管载荷、内压、自重、温度载荷下进行应力分析，并根据应力分布选取可能出现应力集中的路径，进行应力线性化，提取出评定所需的各应力值并进行安全评定。结果表明，在载荷不同的各个工况下，均满足ASME相关标准的安全性要求。

核电常规岛泵；应力分析；安全评定

电站常规岛主给水泵是核电站二回路系统中主要设备和压力边界设备之一，它是保证核岛安全运行和汽水品质的重要热工系统，主要功能是将温度、压力和水质合格的给水送到蒸汽发生器。在核电厂启动、运行、热备用、冷却和停堆期间，主给水系统通过主给水泵把给水输送到蒸汽发生器并维持其水位，因此主给水泵对核电厂运行的经济性、稳定性和安全性至关重要。

本文以百万千瓦级核电常规岛主给水泵为研究对象，采用ANSYS12.0软件对主给水泵的主要承压部件包括泵壳、筒体、大端盖基本结构进行静强度分析，根据ASME相关标准进行分析和评定。

1 分析模型

1.1 几何与有限元模型

几何模型：根据主给水泵结构，对部分几何结构进行化简，包括不产生应力集中的倒角、非承压螺栓的螺栓孔，最终得到模型结构如图1（a）所示。

有限元模型：采用四面体单元划分几何模型网格，最终网格模型包含网格单元数为246万，如图1（b）所示。

图1 主给水泵分析模型

1.2 边界条件

根据不同工况，考虑载荷：设计压力（12 MPa）、温度或运行压力（8.6 MPa）、自重、接管载荷、温度载荷（180.6℃），分析校核主给水泵各结构部件、支撑及固定部件的结构强度是否满足I级核泵设计的基本要求，保证其在设计工况下不会发生部件的失效，以致对主给水泵安全性造成影响。

各工况载荷条件如表1所示，包括压力、温度、接管载荷及地震载荷。

在评定设计工况中，采用设计温度和设计压力；在评定A-D级工况中，采用工作温度及压力。

表1 主给水泵各工况载荷组合

注：①设计准则：设计工况。A级（B级）：正常运行（扰动工况）；B级：小地震、断气、断油等；C级：紧急工况；D级：事故工况；

②P：内压；T：温度载荷；DW：自重；NNL：正常工况的接管载荷；OBE：运行基准地震；SSE：安全停堆地震（惯性部分）。

1.3 载荷分布

根据主给水泵的实际工作情况，在ANSYS 12.0软件中，对泵体分别施加接管载荷、自重、内压、温度载荷，在泵体的地脚螺栓处添加固定约束，具体如下：

接管载荷在模型中的添加位置及应力分布，如图2所示。符号A表示四个螺栓孔处的固定约束；符号B、C表示进口处接管载荷x、y、z三个方向的合力和合弯矩；符号D、E表示出口处接管载荷x、y、z三个方向的合力和合弯矩。

图2 接管载荷设置

对泵体添加自重载荷，添加位置及应力分布，如图3所示。圆圈中表示泵体的自重载荷。

图3 自重设置

内压：主给水泵的实际工作压力是8.6 MPa，设计压力为12 MPa，边界条件相同。设计压力下边界条件的具体添加位置及应力分布如图4所示。浅灰区域为添加内压载荷的区域，主要是泵体内部有工作流体经过的部位、流道等。

图4 内压设置

温度载荷：由于整个泵体存在保温层，即为绝热状态，对整个泵体分别添加温度载荷为工作温度（180.6°C）和设计温度（200°C）。设计温度下的边界条件具体添加位置及应力分布，如图5所示。

图5 温度设置

2 评定及分析结果

2.1 评定准则

对于泵壳等承压部件，根据不同的准则级别，按照ASME III NB3200规定，评定内容见表2.

表2 不同准则对应的评定内容

2.2 评定路径选取

为了提出应力集中处的应力值，需要对应力分析结果进行后处理，即进行应力线性化。应力线性化可以通过选取路径进行应力值的提取，具体如下：

考虑分析结果中的应力分布情况，针对主要承压边界以及有应力集中的重要部位，进行路径选取。本项目对主给水泵的筒体及其相贯部位（路径1～2、7）、蜗壳及流道部位（路径3～4）、加强筋部位（路径5）和端盖部位（路径6）进行了危险路径的选取。具体位置如图6所示。

图6 泵体结构强度评定路径

在图6中，软件将路径1-7分用A-G表示，1和2分别表示所取路径的起始位置和终点位置即为承压边界的内侧和外侧。

基于上述有限元模型及边界条件，进行不同载荷下的应力计算，并通过应力线性化提取应力值，获得结果如表3、表4和表5所示。由表3和表4可以获得各个路径上评定所需的一次应力值。

表3 自重和接管载荷下的一次应力/MPa

表4 内压下的一次应力/MPa

表5 温度载荷下的二次应力/MPa

由表5可以看出温度载荷下的二次应力值。结合路径选取图可知，路径1的位置处于进、出口端筒体与泵体相联接的部位，由于泵体和筒体材料不同，且两种材料的热膨胀系数相差较大，故在温度载荷下会产生较大的应力集中，选取此处的应力值进行安全评定。

2.3 分析结果

对于所提取处来的各个应力值进行汇总分类，并按照评定准则进行安全评定，评定结果如表6所示。

表6 泵体应力强度评定

（2）B级/D级工况详见抗震分析；

（3）设计工况使用设计温度和设计压力，A-D级工况使用工作温度和工作压力。

3 结束语

本文以百万千瓦级核电常规岛主给水泵为研究对象，对泵体中泵壳、筒体、端盖分别在接管载荷、内压、自重、温度载荷下进行应力分析，根据应力分布选取可能出现应力集中的路径，进行应力线性化，提取出评定所需的各应力值进行安全评定。由表6可知，在载荷不同的各个工况下，均满足ASME相关标准的安全性要求。

[1]Childs，D.W.，Finite-length solutions for rotordynamic coef ficients of turbulent annular seals[J].Journal of lubrication technology，1983，105（3）：437-444.

[2]Childs，D.W.and Kim，Chang-Ho，Analysis and testing for rotordynamic coefficients of turbulent annular seals with dif ferent，directionally-homogeneous surface-roughness treat ment for rotor and stator elements[J].Journal of tribology，1985 107（3）：296-305.

[3]Brennen，C.E.，Hydrodynamics of pumps[M].Cambridge Uni versity Press，New York，USA，2011.

[4]Lee，A.S.，Kim，B.O.and Kim，Y.C.，A finite element transient response analysis method of a rotor-bearing system to base shock excitations using the state-space Newmark scheme and comparisons with experiments[J].Journal of sound and vibration，2006，297（35）：595-615.

Evaluation and Analysis of Nuclear Conventional Island Pump

ZHANG Cheng-dong，YANG Yun
（China Electric Power Construction Group Shanghai Energy Equipment Co.，Ltd.，Shanghai 201316，China）

Stress analysis of ANSYS12.0 soft has been developed to analysis pump about pump shell，cylinder and cover under the loading of pressure，gravity and temperature，by taking nuclear conventional island pump as the research object in this paper.Stress value has been extracted from stress distribution for safety assessment.Results indicate that stress analysis of nuclear conventional island pump meet the ASME requirement under all conditions.

nuclear conventional island pump；stress analysis；safety assessment

TH311

A

1672-545X（2016）11-0231-03

2016-08-12

张澄东（1977-），男，江西人，硕士，高级工程师，研究方向：核电给水泵。