核电厂堆芯补水箱抗震分析

赵 勇

(上海发电设备成套设计研究院有限责任公司，上海 201112)

堆芯补水箱放置在安全壳内32.6 m标高的层面上，是第三代先进压水堆核电技术的非能动安全注入系统中的重要设备，是非能动安全注射系统四个水源之一。堆芯补水箱具有高压安全注射功能，在失水事故时，能在较长时间内向堆芯提供相对高流量的安注。当正常补水系统不可用或不足时，堆芯补水箱为反应堆冷却系统提供紧急补水和硼化[1]。堆芯补水箱对核电厂运行安全性至关重要，属于抗震Ⅰ级设备,有必要按照抗震设计规范对其进行抗震分析。

目前国内核电厂的抗震设计依据主要有：美国工程协会标准[2-5]、法国RCC系列规范[6]以及我国核电厂抗震设计规范[7-10]。学者们对这些抗震规范进行了研究，刘国强[11]等对国内外核电厂抗震设计规范比较，黄伟峰[12]等对中国和法国抗震设计规范进行了分类比较，侯春林[13]研究了核电厂结构抗震分析中不同规范要求引起的差异及影响，李忠诚[14]等比较了不同法规关于核电厂设计地震动合成的技术要求。学者们也对堆心补水箱进行了研究，于跃[15]对核电站用堆芯补水箱进行了分析与评定，程嘉伟[16]等对AP1000三代核电堆芯补水箱支撑柱焊接变形控制工艺进行了研究。本文根据核电厂抗震设计规范[8]对堆芯补水箱进行抗震计算分析，确定了与抗震分析相关的载荷组合和应力限值；根据应力限值，评估了堆芯补水箱在地震条件下的安全性性能。为核级设备抗震分析提供参考借鉴。

1 堆芯补水箱描述

堆芯补水箱主要由筒体、上封头、下封头、进口管、出口管、人孔、8根支撑柱以及底板组成[15,16]。设计压力为17.13 MPa，设计温度为343℃，最小容积为70.8 m3。水箱材料为SA-508Gr.3Cl.1，支撑柱和人孔螺栓材料为SA-193Gr.B7，设计温度下材料性能参数[15,17]见表1。

表1 材料性能表Table 1 Material properties

2 建立有限元模型

使用ANSYS软件建立有限元模型，根据堆芯补水箱结构对称特点，采用1/2结构模型；对堆芯补水箱进行网格划分，生成10927个四面体单元和25721个节点；对称面施加对称约束，对底面施加固定约束。有限元模型见图1。

图1 有限元模型图Fig.1 Finite element model

3 模态分析

对模态分析中的参数进行设置，模态分析采用子空间法(SUBSPACE METHOD)，模态分析阶数设置为10阶，进行模态分析计算。堆芯补水箱前10阶固有频率见表2。堆芯补水箱1—4阶固有频率变形如图2所示。 从表2可以得出：堆芯补水箱最低固有频率小于33 Hz；第4阶固有频率已经达到了119Hz，前4阶固有频率变形图已经足够为结构的振动特性分析以及动力特性的优化设计提供依据。

表2 固有频率Table 2 Natural frequency

图2 1—4阶固有频率变形图 Fig.2 1-4 order natural frequency deformation

4 载荷组合

对于抗震Ⅰ级的设备和部件，其载荷组合应采用核电厂抗震设计规范规定：(1) 设计荷载、 A级或B级使用荷载效应应与运行安全地震震动引起的地震作用相叠加。(2) D级使用荷载效应应与极限安全地震震动引起的地震作用相叠加。

采用最不利的使用载荷组合形式见表3。

堆芯补水箱放置在安全壳内32.6 m标高的层面上，根据堆芯补水箱设计规格书，可以得到堆芯补水箱在此标高的极限安全地震响应谱(32.6 m层高)，阻尼比4%，响应谱见图3、4。

运行安全地震响应谱加速度幅值为极限安全地震响应谱加速度幅值的二分之一[7]。

表3 载荷组合形式Table 3 Load combination form

表4 进出水管接管载荷Table 4 Inlet and outlet pipe load

图3 水平方向响应谱Fig.3 Horizontal response spectrum

图4 竖直方向响应谱Fig.4 Vertical response spectrum

5 抗震分析以及应力评定

核级设备抗震分析方法有两种：一种是等效静载荷法，另一种方法是响应谱法或时间历程法。通常通过设备的最低固有频率来确定使用那种方法：如果其最低固有频率大于33 Hz，则可采用静力法分析；如果其最低固有频率小于33 Hz，则必须采用响应谱法或时间历程法。

堆芯补水箱最小固有频率小于33 Hz，抗震分析采用响应谱分析。对有限元模型施加设计载荷(除地震载荷外)和D级使用载荷(除地震载荷外)，进行静力分析；对有限元模型施加响应谱载荷，进行响应谱分析，分析采用单点反应谱分析。将静力分析结果与响应谱分析结果进行叠加后，根据相应的应力限值进行应力评定。对于堆芯补水箱(除支撑柱外)，静力分析结果远大于响应谱分析的结果，相差二个数量级以上，响应谱分析结果影响较小，堆芯补水箱(除支撑柱外)应力评定见表5。支撑柱、螺栓应力评定结果见表6。从表5和表6可以得出：在最不利的组合载荷作用下，堆芯补水箱以及螺栓的最大应力值小于应力限值，满足安全性要求。

6 结论

根据核电厂抗震设计规范，采用对堆心补水箱最不利的载荷组合，对堆芯补水箱进行了抗震分析，包括模态分析、静力分析和响应谱分析，并且对计算结果进行应力评定，可以得到：

表5 堆芯补水箱(除支撑柱外)应力结果Table 5 Stress assessment results of core make-up tank (except support column)

注：Pm为总体薄膜应力；PL为局部薄膜应力；Pb为弯曲应力；Sm为许用应力

表6 支撑柱、螺栓应力结果Table 6 Stress results of support column and bolt

注：ft为计算的拉应力；ftb为工作温度下的许用拉应力；r=2；fv为计算的剪应力；fvb为工作温度下的许用剪应力

注：静力分析结果与响应谱分析结果采用绝对值相加方式组合

(1)堆芯补水箱一阶固有频率小于33Hz，需要采用响应谱分析方法进行抗震分析。

(2)在最不利的组合载荷作用下，堆芯补水箱以及螺栓的应力小于应力限值，满足安全性要求。

[1] 林诚格, 郁祖盛, 欧阳予. 非能动安全先进压水堆核电技术[M].北京: 原子能出版社, 2010: 441-445.

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[8]国家地震局. GB50267-97, 核电厂抗震设计规范[S].北京: 国家地震局，1998．

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[11]刘国强, 金波, 高永武. 国内外核电厂抗震设计规范比较[J].世界地震工程, 2014, 30(4): 68-76.

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[13]侯春林. 核电厂结构抗震分析中不同规范要求引起的差异及影响研究[D].哈尔滨:中国地震局工程力学研究所, 2012.

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