黨俊杰，李文默，龍波，劉賀同，李賀

?

ACP1000除氣塔液體冷卻器抗震分析設計

黨俊杰1，李文默2，龍波1，劉賀同1，李賀1

（1.中國核電工程有限公司，北京 100840；2.中國電能成套設備有限公司，北京 100080）

對除氣塔液體冷卻器進行抗震分析，以確保其在地震下必要的安全功能。以福清5/6號核電工程為背景，通過有限元軟件ANSYS建立除氣塔液體冷卻器有限元模型，采用反應譜法進行設備的抗震分析與評定。通過抗震分析評定，發(fā)現(xiàn)設備鞍座為設計薄弱區(qū)域，故修改鞍座的結構形式，包括新增筋板、增加壁厚，使該設備的設計滿足了相關規(guī)范的要求。通過修改鞍座的結構形式，確保其必要的安全功能得以實現(xiàn)，滿足實際工程的需要。

除氣塔液體冷卻器；反應堆冷卻劑；有限元；抗震分析

ACP1000壓水堆核電站是我國自主設計的第三代壓水堆核電站，核島抗震設計采取0.3地面加速度，相比以前可參考的國內電站，對設備抗震性能要求顯著提高，因此ACP1000設備抗震計算與評定工作尤為重要[1-2]。文中對ACP1000壓水堆核電站除氣塔液體冷卻器建立了ANSYS有限元模型，考慮了附加水質量和管殼側不同壓力的影響，對除氣塔液體冷卻器進行了抗震分析。計算結果顯示，該設備鞍座區(qū)域應力不能滿足相關規(guī)范要求。在滿足布置及其他限制條件的前提下，對冷卻器進行修改，降低了設備在地震工況下的應力，使之滿足相關規(guī)范要求。

1 設備結構

除氣塔液體冷卻器屬于硼回收系統(tǒng)，安全等級為3級，規(guī)范等級為RCC-M3級[3]，抗震類別為抗震1I類。除氣塔液體冷卻器是由平蓋、筒體、殼體和封頭等組焊而成的圓筒形臥式換熱器，分成殼側與管側。設備采用兩個鞍式支座支撐，通過兩個中間支座與下支座相連，下支座焊接到預埋板上。兩個支座一處為固定支座，而另一個為滑動支座。設備結構如圖1所示。

圖1 設備結構

2 載荷及評定限制

載荷包括設備自重、壓力、接管載荷、地震載荷。其中壓力在計算中采用設計內壓（殼側1.35 MPa，管側1.1 MPa）。在計算接管載荷對設備的作用時，采用接管限制載荷，數據取自Q/CNPE.J 101.8—2009[4]。計算地震載荷時考慮SL-1地震和SL-2地震，SL-1地震譜結構阻尼比取2%，SL-2地震譜取結構阻尼比取3%。

根據設備安全和規(guī)范級別，確定了文中研究設備容器承壓殼體部分的應力評定應按照RCC-M規(guī)范D3300的要求進行。具體評定限制見表1。

鞍座評定應按RCC-M規(guī)范H1310節(jié)規(guī)定，2級和3級設備支承件為S2級。S2級支承件必須遵守H3300節(jié)規(guī)定的設計準則。板式或殼式支承件在不同設計準則的應力限值列于表2中。

表1 容器評定應力限制

表2 鞍座評定應力限制

3 計算

3.1 計算模型

采用ANSYS15.0建立有限元模型[5]，分為整體結構板殼元模型和局部區(qū)域實體元模型兩部分。用整體結構板殼元模型計算筒體及支撐結構在自重、內壓、接管力及地震作用下的應力。用殼單元（SHELL63）對平蓋、筒體、及支承架建立有限元模 型，板殼元模型中接管用一個質量單元模擬，通過MPC技術連接到壓力邊界上。接管的外部載荷直接施加到代表接管的質量單元上，內壓載荷施加于容器受壓部分的所有內表面。整體結構板殼元模型如圖2所示。

局部區(qū)域的實體元模型用來計算接管所受應力。利用三維實體單元（solid45）對局部接管區(qū)域進行建模，用來模擬內壓和接管載荷對局部區(qū)域的作用，有限元模型如圖3所示。

3.2 計算方法

設備抗震分析方法主要有三種：時程法、反應譜法和等效靜力法[6-9]。文中采用工程中常用的反應譜法進行計算。

圖2 整體結構板殼元模型

圖3 接管局部模型

為了考慮容器中水的影響，在自重和地震載荷下，將內部水以平均密度的形式均布在筒體表面上。其中主筒體內水均勻分布在管板及主筒體表面，封頭內水均勻分布在封頭表面。地震載荷作用的計算采用BLOCK LANCZOS法提取結構模態(tài)，用響應譜法計算結構地震響應，用GRP法對各階模態(tài)進行組合，用SRSS法組合三向地震作用。由于結構在出現(xiàn)剛性頻率前，和兩個方向振型參與質量均未達到90%，故保守地在三個方向對全部質量采用零周期加速度進行靜力修正計算，再用SRSS法與上述譜分析計算結果進行組合[10]。對自重、接管載荷以及地震載荷的計算結果，采用代數和相加或相減兩種方式組合，再取其極大值對結構進行評定。

4 結果及討論

4.1 筒體應力評定

根據上述有限元模型計算，得到筒體最不利工況下的薄膜和膜加彎曲應力結果，見表3和表4。D工況下筒體的薄膜、薄膜加彎曲的應力云如圖4和圖5所示?？梢钥闯觯鱾€工況下筒體的應力均滿足RCC-M規(guī)范的相關要求。

表3 筒體薄膜應力結果

表4 筒體薄膜加彎曲應力結果

圖4 D工況下筒體的最大薄膜應力

圖5 D工況下筒體的最大薄膜加彎曲應力

4.2 鞍座應力評定

鞍座最不利工況下薄膜和膜加彎曲應力結果分別見表5和6。D工況下鞍座的薄膜、薄膜加彎曲應力如圖6和圖7。以上結果表明，各個工況下鞍座應力不滿足RCC-M規(guī)范的相關要求。

表5 鞍座薄膜應力結果

表6 鞍座薄膜加彎曲應力結果

圖6 D工況下鞍座的最大薄膜應力

圖7 D工況下鞍座的最大薄膜加彎曲應力

4.3 設備結構修改及評定

由初始評定結果可知，設備鞍座不能滿足相關規(guī)范的強度要求，故需對設備結構作出調整。根據初步計算結果以及評定準則，初步確定修改方案為：增加鞍座墊板、槽鋼、中間連接板厚度；在鞍座中間部分增加支板。調整之后的鞍座有限元模型如圖8所示。對鞍座作出上述調整后，按照上述流程進行抗震分析，鞍座最終評定結果見表7和8，相應的應力如圖9、10所示。可以看出，對鞍座進行結構調整后，其最大薄膜應力、薄膜加彎曲應力均有很大程度的降低，并且滿足RCC-M規(guī)范的要求。

圖8 調整后的鞍座有限元模型

表7 鞍座薄膜應力結果

表8 鞍座薄膜加彎曲應力結果

圖9 D工況下鞍座的最大薄膜應力

圖10 D工況下鞍座的最大薄膜應力

5 結論

依據ACP1000除氣塔液體冷卻器為背景，建立有限元模型，按照設備抗震分析流程對其進行評定。通過計算發(fā)現(xiàn)，鞍座應力不能滿足RCC-M規(guī)范要求，故修改鞍座的結構形式，包括新增筋板、增加壁厚等措施，使其最終滿足規(guī)范要求，確保其必要的安全功能得以實現(xiàn)，滿足實際工程的需要。

[1] GB 50267—97, 核電廠抗震設計規(guī)范[S].

[2] 周文霞, 張繼革, 王德忠. 核電站主泵機組地震響應譜分析及應力評定[J]. 原子能科學技術, 2011, 45(1):5 4~59

[3] RCC-M, Design and Construction Rules for Mechanical Components of PWR Nuclear Islands[S].

[4] J 101.4—2013, 抗震分析規(guī)格書Q/CNPE[S].

[5] ANSYS Inc, ANSYS User's Manual for Revision 8.0[S].

[6] 王偉. 振動力學與工程應用[M]. 鄭州: 鄭州大學出版社, 2008.

[7] 大崎順彥. 地震動的譜分析入門[M]. 第二版. 田琪譯. 北京: 地震出版局, 2008.

[8] 克拉夫R, 彭津J. 結構動力學[M]. 第二版. 北京: 高等教育出版社, 2006.

[9] 王光遠, 程耿東. 抗震結構的最優(yōu)設防烈度與可靠度[M]. 北京: 科學出版社, 1999.

[10] 王艷蘋, 張雙旺, 弓振邦, 等. 反應譜分析方法的剛性模態(tài)修正計算和程序開發(fā)[J]. 核動力工程, 2011, 32(S1): 65-68.

Seismic Analysis and Design of ACP1000 Degassing Tower Liquid Cooler

DANG Jun-jie1, LI Wen-mo2, LONG Bo1, LIU He-tong1, LI He1

(1. China Nuclear Power Engineering Co., Ltd, Beijing 100840, China; 2. SPIC China Power Complete Equipment Co., Ltd, Beijing 100080, China)

To carry out seismic analysis for the degassing tower liquid cooler to ensure necessary safety function under the earthquake.With FuQing 5/6 nuclear power station as an example, the finite element model of the degassing tower liquid cooler was established with software ANSYS, and the response spectrum method was adopted for seismic analysis and evaluation of the equipment.Through seismic analysis evaluation, the calculation process and characteristics of spectral analysis was learned and the weak area of equipment was found out. Therefore, the structure of the saddle was modified by increasing rib plate and wall thickness to make the equipment meet requirement of relevant code.The structure of the saddle is modified to guarantee its functions and meet the needs of the practical engineering.

degassing tower liquid cooler; reactor coolant; finite element; seismic analysis

10.7643/ issn.1672-9242.2019.02.012

TL362

A

1672-9242(2019)02-0060-05

2018-11-23；

2018-12-10

黨俊杰（1985—），男，河南人，碩士研究生，主要研究方向為反應堆結構力學。