核級減壓閥抗震計算方法研究及試驗驗證

陳一偉，張正春，張 躍，李海濤，石 紅

核級減壓閥抗震計算方法研究及試驗驗證

陳一偉1，張正春2，張 躍1，李海濤1，石 紅1,*

（1. 生態環境部核與輻射安全中心，北京 100082；2. 上海艾維科閥門股份有限公司，上海 20062）

基于workbench軟件針對一種核級減壓閥進行了抗震性能分析，進行了固有頻率及安全停堆地震載荷下的應力分析，并根據ASME應力評價規范，在風閥危險點處的應力及應變進行評定。最后，對該減壓閥進行抗震試驗并與分析結果進行對比。結果表明，應力分布均未超過風閥所能承受的應力極限值，即所設計的減壓閥符合設計規范，能夠滿足工況要求，實驗結果與分析結果具有高度一致性。論文分析結果為該類核級減壓閥的抗震分析提供了依據并通過試驗方式驗證了該分析方法的有效性。

風閥；應力計算；地震載荷；應力限值

核級設備當承受類似于極限停堆地震的地震反應時，應保證結構的完整性、反應堆的安全停止運行以及能夠保持安全狀態[1-4]。通過世界各國多年來對地震機理的研究和分析，認為地震波頻率一般都在33 Hz以下[5]。因此為了防止核級設備在地震波中發生共振破壞，一般都會要求抗震類設備的一階固有頻率高于33 Hz，本文采用大型通用有限元軟件 ANSYS 14.5[6]。首先對減壓閥進行模態分析，驗證其第一階固有頻率大于33 Hz，然后采用等效靜力法計算其在自重、壓力、接管載荷、地震載荷等共同作用下的應力和變形，最后根據ASME的有關規定進行分析評定，結果表明減壓閥的結構設計滿足標準規范及技術要求中的相關條款要求，為后續核電設備的抗震分析工作提供技術支撐。

1　計算模型

減壓閥的核安全等級為核安全2級，抗震要求為1A類。閥門的公稱通徑為DN25，設計壓力為27.58 MPa，設計溫度為65.6 ℃。減壓閥主要由閥體、閥蓋、閥桿、閥座、調節螺桿等零部件組成。該減壓閥總高380 mm，閥體長278 mm、寬125 mm，其結構尺寸如圖1所示。

圖1　計算模型圖

閥體、閥蓋的材料為SA-182 F11，閥桿材料為SA564 630（17-4PH），活塞、活塞缸、閥座材料為SA-182 F304，襯套、壓套、彈簧座、調節螺桿材料為06Cr19Ni10。

2　載荷條件

3　模態分析結果

本分析釆用四面體單元對整體結構進行離散，閥體、閥蓋、閥座、閥桿、調節螺桿等采用實體單元建模。由于彈簧不是本次分析的重點，只需考慮其剛度對減壓閥應力分布的影響，因此此次分析中不對彈簧進行實體建模，而是采用簡化的SPRING模型代替。

模態分析中采用保守計算方法，在該減壓閥閥體的進口端端面設置固定約束，限制其所有的自由度，出口端設為自由端。對減壓閥進行模態分析獲得固有頻率和振型，提取前40階模態，以了解動態特性。減壓閥第一階固有頻率為 274.88 Hz。減壓閥前六階振型圖詳如圖 2所示。

圖2　減壓閥前6階振型圖

4　應力分析結果

在事故工況下減壓閥受到內壓、重力、接管載荷及SSE（安全停堆地震）載荷的作用，減壓閥的施加載荷如圖3所示。

圖3　減壓閥載荷施加示意圖

根據減壓閥的結構和工作特性，對閥體和活塞缸的薄膜+彎曲應力做進一步的應力分析，在閥體和活塞缸的危險區域設定幾條路徑，其中兩條在接管管頸處（A-A、B-B），在活塞缸的局部應力集中處也設立路徑進行校核，如圖 4所示。

表1為閥門上各路徑的應力評定結果，各應力值是所有載荷組合情況下的算結果。從表1中可以看出，各路徑上的應力都能滿足許用值要求。

圖4　閥門應力路徑規劃圖

表1　閥門各路徑應力評定結果表

減壓閥在組合載荷的作用下會產生變形，本分析對減壓閥整體的最大變形量進行計算，閥門變形圖如圖5所示，最大變形量0.015 mm。

圖5　閥門變形圖

5 試驗驗證

樣機按照上述條件要求完成了動態特性探測試驗、振動老化試驗、靜態加載，試驗過程及應力施加正確。抗震試驗在蘇州蘇試廣博環境可靠性實驗室有限公司進行。減壓閥通過安支架塊將進出口安裝在振動臺上，按照1 oct/min掃頻速率在加速度幅值在1～500 Hz范圍內進行三個方向的掃頻實驗，試驗裝置如圖6所示。

動態特性探測及振動老化試驗中及試驗后受試樣件結構保持完整，無明顯永久性變形，試驗后受試樣件能夠正常開關，動作平穩，無異常聲響，無卡阻現象。根據動態特性探測試驗結果，一階固有頻率為236.64 Hz，與計算結果一致。

圖6　實驗裝置

6　結論

本文利用ANSYS WORKBENCH 14.5程序，采用靜力法對某型核級減壓進行了抗震分析，根據ASME AG-1[9]對計算結果進行評定，并跟實驗結果進行驗證。分析結果表明，在安全停堆地震、重力及其他載荷的組合載荷下：減壓閥設備應力滿足規范要求；減壓閥變形滿足規范要求。本文用采用靜力分析法對安全停堆地震工況下的減壓閥進行了動力分析，全面綜合的評定了核級減壓閥的抗震性能，并通過實驗驗證了該計算方法的有效性，為核電廠的抗震鑒定實踐活動提供參考依據。

［1］ 國家地震局. 核電廠抗震設計規范 GB 50267—97［M］. 中國計劃出版社，1997.

［2］顧籍. 壓水堆核電站抗震設計及汽輪發電機基礎設計特點［J］. 電力建設，1985（6）：3-11.

［3］ 馬紀鑫. 蝶形止回閥結構改進設計與強度分析［D］．2015.

［4］ 錢國楨，孫宗光，倪一清. 對現行核電站抗震設計規范中若干問題的討論與建議［J］．工程抗震與加固改造，2012（06）：111-115.

［5］ 侯鋼領.建筑結構與核電站抗震設計［M］．北京：科學出版社，2019.

［6］ 胡仁喜，康士廷，等. ANSYS 19.0 有限元分析從入門到精通［M］．北京：機械工業出版社，2019.

［7］ ASME BPVC-Ⅲ（2007版+2008補遺）核設施部件建造規則

［8］ NB/T 20010—2010《壓水堆核電廠閥門第10部分：應力分析和抗震分析》［S］．

［9］ ASME-AG-1 2003版《核電廠空氣和氣體處理》［S］．

Research on Seismic Calculation Method and Experimental Verification of Nuclear Pressure Reducing Valve

CHEN Yiwei1，ZHANG Zhengchun2，ZHANG Yue1，LI Haitao1，SHI Hong1,*

（1. Nuclear and radiation safety center，Ministry of ecological environment，Beijing 100082，China;2. Shanghai ivco valve Co. Ltd.，Shanghai 20062，China）

Based on workbench software，the seismic performance of a nuclear grade pressure reducing valve is analyzed，and the natural frequency and the stress analysis under safe shutdown earthquake is carried out. According to ASME stress evaluation code，the stress and strain at the dangerous point of the air valve are evaluated. Finally，the anti-seismic test of the pressure reducing valve is carried out and compared with the analysis results.The results show that the stress distribution does not exceed the stress limit value of the air valve，that is，the designed pressure reducing valve meets the design specifications and the requirements of working conditions，and the experimental results are highly consistent with the analysis results. The analysis results provide the basis for the seismic analysis of this nuclear pressure reducing valve，and the effectiveness of the analysis method is verified by experiments.

Valve；Stress calculation；Seismic load；Stress limit

TH212

A

0258-0918（2021）06-1341-06

2021-02-04

陳一偉（1989—），浙江溫州人，工程師，碩士，現主要從事核安全設備評審及抗震分析方面研究

石 紅，E-mail：Shihong19861985@163.com