辅助给水泵用1E级发电机抗震分析

尤国英， 张智禄， 刘银芳， 李 逸

(1. 中国船舶重工集团公司第七○三研究所无锡分部， 江苏无锡 214151；2. 镇江中船现代发电设备有限公司， 江苏镇江 212009)

辅助给水泵用1E级发电机抗震分析

尤国英1， 张智禄1， 刘银芳1， 李 逸2

(1. 中国船舶重工集团公司第七○三研究所无锡分部， 江苏无锡 214151；2. 镇江中船现代发电设备有限公司， 江苏镇江 212009)

为了验证发电机能够承受安全停堆地震(SSE)载荷，并保持其结构完整性和功能完整性，采用有限元法，对某核电站柴油机辅助给水泵用的1E级发电机进行抗震计算分析。利用前后处理软件PATRAN建立了发电机的力学模型，利用有限元分析软件NASTRAN进行了结构的静力分析、模态分析和地震响应分析，依据设计规范对结构在重力、操作载荷、地震等多种载荷组合下的应力、位移进行评定。结果表明：该发电机的结构设计满足规范要求。

1E级发电机； 辅助给水泵； 抗震分析； 有限元法； 应力评定

设备的安全可靠性是核电站建造时必须关注的重要问题，世界上一些国家都建立了一整套有关核电站安全的法规、导则和规范[1-3]。设备的抗震设计是核电站工程设计的重要内容，必须严格执行抗震设计和鉴定的有关标准和规范[4-5]。抗震设计和鉴定的目的是保证设备在发生安全停堆地震时能够维持结构完整性和可运行性，并执行其安全功能。

柴油机辅助给水泵是压水堆核电站辅助给水系统的主要设备之一，主要由柴油发电机组、增速齿轮箱、给水泵等部件组成，在核电站全厂断电包括丧失应急电源或发生安全停堆事故工况下执行安全功能，即由柴油机驱动给水泵，向蒸汽发生器提供足够的冷却水，以排除反应堆内剩余热量，从而保证反应堆堆芯的安全；同时，通过发电机向泵房通风、冷却设备以及辅助给水系统的电动阀供电，以保证辅助给水泵的运行可靠性和独立性。柴油机辅助给水泵用的发电机属于1E级电气设备，有抗震I类要求，必须经过抗震鉴定。

设备的抗震鉴定方法有试验法、分析法、经验法和这几种方法的组合[6]，电气设备大多采用试验鉴定，但也可采用分析鉴定。在设计阶段，分析法有其特殊的优越性，通过计算得到结构的振动模态和任意位置的地震响应，反过来再指导设备的抗震结构设计。抗震分析通常采用响应谱法，但对于第一阶固有频率高于33 Hz的刚性结构，可采用等效静力法。如文献[7]采用响应谱法对反应堆冷却剂泵进行了抗震分析，而文献[8]采用等效静力法对核电站屏蔽泵进行了抗震分析，但有关发电机抗震分析的文献较少。笔者采用等效静力法对柴油机辅助给水泵用的1E级发电机进行抗震分析鉴定，为发电机的抗震结构设计提供了理论依据。

1 计算方法

采用有限元前后处理软件PATRAN[9]进行力学建模及结果后处理，采用有限元分析软件NASTRAN[10]进行分析求解。NASTRAN软件作为国际知名的CAE产品，已被广泛应用于航天、航空、船舶及核电等行业。

采用NASTRAN软件中的LANCZOS方法计算得到结构的固有频率和振型，由于第1阶固有频率大于33 Hz，属于刚性结构，故采用等效静力法进行抗震计算。等效静力法是将地震作用等效为静态的惯性力，输入惯性加速度值(通常考虑1.5倍的放大系数)，按静力分析的方法计算地震响应(应力、位移、支反力等)，其结果偏于保守。最后，依据ASME III设计规范，组合各载荷工况下的应力和变形结果，进行结构应力评定和变形校核。

2 力学模型

2.1 结构描述

该1E级发电机的额定功率为136 kW，额定转速为1 500 r/mim，主要由定子、转子和励磁系统组件等结构组成。定子包括机座(焊接件)、盖板、前后端盖、轴承座、定子绕组等部件，转子包括轴、风扇、转子绕组、励磁机绕组等部件。发电机轴由两个滚动轴承支撑，轴的材料为45号钢。前端盖、后端盖与机座之间采用8个M10的螺栓连接。机座材料为Q235B，两侧的支架采用6个M16的安装螺栓进行固定。

2.2 材料参数

发电机结构的主要材料为Q235B和45钢，常温下材料的力学性能参数见表1；发电机主要连接螺栓的规格为M10和M16，其机械性能参数见表2。

表1 材料的性能参数 MPa

表2 螺栓的性能参数

2.3 有限元模型

发电机的机座壳体及支架、隔板、端盖、轴承座、风扇等采用三维板壳单元(SHELL)模拟，轴采用三维梁单元(BEAM)模拟，铁芯、绕组采用三维实体单元(SOLID)模拟，转子绕组(实体单元)与轴(梁单元)之间采用多点约束单元(MPC)连接。有限元网格共划分节点7 652个，结构单元6 545个，另有MPC单元34个。发电机的有限元模型见图1，其中两侧支架模型中的编号No.1～6表示6个安装固定螺栓，按铰支边界条件处理，约束节点的三个平动自由度。

图1 有限元计算模型

2.4 载荷条件

发电机受到载荷有结构自重(DW)、运行时扭矩载荷(TN)、运行基准地震载荷(OBE)或安全停堆地震载荷(SSE)。其中的地震载荷(OBE、SSE)按等效静力载荷输入，取1.5倍的楼层响应谱最大加速度幅值，按惯性力作用在质心。依据ASME BPVC-III规范，考虑三种载荷组合工况见表3。

表3 载荷组合工况

3 应力和变形准则

3.1 结构的应力限值

根据ASME BPVC-III规范第ND、NF分卷的规定，对于板壳型结构，应力限值见表4，其中σ1为薄膜应力，σ2为弯曲应力，S为材料的许用应力值，取2/3屈服强度和1/3.5抗拉强度两者中的较小值。

表4 板壳型结构的应力限值

3.2 螺栓的应力限值

根据ASME BPVC-III规范第ND、NF分卷的规定，螺栓的组合应力系数R应不大于1，即满足下式：

(1)

式中：ft为拉伸应力；fv为剪应力；Ftb为许用拉伸应力；Fvb为许用剪应力。

螺栓的应力限值见表5，其中Su为材料的抗拉强度。

表5 螺栓的应力限值

3.3 轴的应力和变形限值

对于发电机的转轴，按照材料力学中的第四强度理论进行强度校核，轴的正应力σ和剪应力τ合成的当量应力σd应不大于许用应力，即满足下式[11]：

σd= (σ2+3τ2)0.5≤0.4σS

(2)

式中：σS为材料的屈服强度。

为防止转动部件与静止部件在地震载荷下因结构变形而发生摩擦，保证发电机的运行可靠性，必须对结构变形进行限制。依据发电机的可运行性要求，转子与定子间的相对变形应不大于初始气隙的10%。

4 计算结果与评定

4.1 固有频率

典型的模态振型见图2(图中采用二分之一模型显示)，发电机结构的前10阶固有频率见表6。

图2 发电机典型的模态振型

阶次频率/Hz主要模态振型173.728发电机整体绕Z轴转动287.665励磁系统盖板垂直振动(局部模态)3113.580发电机整体(包括转子)沿X轴轴向振动4115.640整体沿Z轴横向振动,转子水平一阶弯曲5121.760整体沿Y轴垂向振动,转子垂直一阶弯曲6172.230励磁系统盖板垂直振动(局部模态)7185.040励磁系统盖板垂直振动(局部模态)8190.270风扇轴向振动及励磁系统盖板垂直振动(局部模态)9211.590风扇轴向振动(局部模态)10213.770风扇轴向振动(局部模态)

4.2 应力评定

图3提供了发电机在A级、C级载荷工况下的应力(σ1+σ2)云图，可见最大应力都发生在两侧的安装支架上。

图3 发电机的薄膜+弯曲应力云图

发电机主要部件的应力评定结果分别见表7、表8。数据表明，应力计算值都小于应力限值，满足强度要求。

表7 结构应力评定结果

表8 螺栓应力评定结果

4.3 轴的强度和变形校核

在C级载荷工况下，发电机轴的最大当量应力为75 MPa，小于允许值142 MPa，满足强度要求。同时，C级载荷工况下，转子与定子间的最大相对变形为0.047 mm，小于允许值0.13 mm，满足可运行性要求。

5 结语

应用有限元法对某核电站柴油机辅助给水泵用的1E级发电机进行抗震分析，依据ASME III规范的要求对发电机的主要部件进行应力评定，并对发电机轴的强度和变形进行校核。分析结果表明：该发电机结构设计满足规范要求，在地震载荷作用下能够保持结构完整性和可运行性。该分析方法对核电厂设备的抗震结构设计和抗震安全评估有一定的参考价值。

[1] 上海发电设备成套设计研究院, 上海核工程研究设计院.核设施部件建造规则: ASME BPVC-III-2004[S]. 上海: 上海科学技术文献出版社, 2004.

[2] 法国核岛设备设计、建造及在役检查规则协会. 压水堆核岛机械设备设计和建造规则: RCC-M-2000[S]. 中科华核电技术研究院有限公司, 译. 上海: 上海科学技术文献出版社, 2000.

[3] 国家核安全局. 核电厂设计安全规定: HAF 102-1991[S]. 北京: 国家核安全局, 1991.

[4] IEEE Power Engineering Society. IEEE Recommended practice for seismic qualification of class 1E equipment for nuclear power generating stations: IEEE Std 344-2004[S]. New York, USA: The Institute of Electrical and Electronics Engineers, 2004.

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

[6] 国家核安全局.核电厂的抗震设计与鉴定: HAD 102/02-1996[S]. 北京: 国家核安全局, 1996.

[7] 周文建, 陈宏, 闻邦椿. 核电站反应堆冷却剂泵的地震响应分析[J]. 振动与冲击, 2006, 25(1): 32-35.

[8] 杨晓丰, 张勇, 孙柏涛, 等. 核电站用屏蔽泵的抗震力学性能计算分析[J]. 世界地震工程, 2007, 23(3): 47-53.

[9] 刘兵山, 黄聪, 顾超, 等. Patran从入门到精通[M]. 北京: 中国水利水电出版社, 2003.

[10] 张永昌. MSC.Nastran有限元分析理论基础与应用[M]. 北京: 科学出版社, 2004.

[11] 刘鸿文. 材料力学I[M]. 4版. 北京: 高等教育出版社, 2004.

Seismic Analysis on 1E Class Power Generator for Auxiliary Feed Pump

You Guoying1, Zhang Zhilu1, Liu Yinfang1, Li Yi2

(1. Wuxi Branch, No.703 Research Institute of China Shipbuilding Industry Corporation,Wuxi 214151, Jiangsu Province, China;2. Zhenjiang China Marine-Xianda Generating Co., Ltd., Zhenjiang 212009, Jiangsu Province, China)

Finite element method was adopted to analyze the seismic performance of a 1E class power generator for the diesel engine-driven auxiliary feed pump in a certain nuclear power plant, so as to verify that the power generator can withstand SSE load and maintain its structural and functional integrities. A mechanical model was built for the generator based on pre- and post-treatment software PATRAN, while static mechanical analysis, modal analysis as well as seismic response analysis of the structure were then carried out via finite element analysis software NASTRAN. According to the design specifications, structural stress and displacement were evaluated under various load combinations, such as the gravity, operating load, earthquake load and so on. Results show that the structural design of the power generator satisfies the requirements of relevant standards.

1E class power generator; auxiliary feed pump; seismic analysis; finite element method; stress evaluation

2016-04-11；

2016-05-26

尤国英(1964—)，男，研究员，主要从事核电站工程设计及结构应力分析。

E-mail: ygy703@163.com

TM314.2

A

1671-086X(2017)01-0033-04