核反应堆驱动机构外套筒对整机抗震性能的影响.DOC

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1、收稿日期:-年-月-日基金项目:1.国家科技支撑计划项目(编号:2015BAF27B01);2.四川省科技计划项目(编号:2014GZ0128)作者简介:蒙林涛(1992),男,硕士,现主要从事核设备抗震分析工作 E-mail:*通信联系人:殷勤(1990),女,博士,现主要从事机械振动分析。 E-mail: 核反应堆驱动机构外套筒对整机抗震性能的影响蒙林涛 1,殷 勤 1*,文 豪 2,谢罗峰 1, 殷国富 1(1.四川大学制造科学与工程学院,四川 成都,610065;2.西南交通大学,成都,610031)摘要:安全棒驱动机构是核反应堆的重要组成部分,其抗震性能是反应堆安全性评价中的重要指标

2、。在设计初期预知地震载荷下的应力分布情有助于提高该机构的高抗震性能。针对某型安全棒驱动机构的设计特征,建立了一种基于反应谱原理的驱动机构外套筒抗震性能分析模型。基于国内外相关抗震设计标准确定地震反应谱,通过分析实际工况的载荷分布情况,确定了模型的边界条件,通过对驱动机构整机、单独内部机构与外套筒三种模型的分析计算,获得了相同载荷及边界条件下的三种模型各自的应力分布。再根据三种模型的特点创建了具有代表性的节点路径,通过提取路径上的应力分布并进行对比,清楚反应出该三种不同模型的应力分布情况,研究了外套筒对控制棒驱动机构抗震性能的影响。分析结果表明外套筒的结构参数直接决定驱动机构整机的抗震性能;外套

3、筒可有效减小内部机构在地震载荷作用下产生的应力;整机外套筒上应力分布情况与整机内部机构应力分布情况基本一致;单独的外套筒与整机的外套筒应力分布趋势一致。这种分析技术可用于在结构设计初期对驱动机构抗震性能设计是否合理进行核算评价。这样可以有效提高设计效率,降低地震载荷带来的风险。关键词:安全棒,驱动机构,抗震分析,反应谱法中图分类号:TL48;TM623 文献标识码:AInfluence of the Outer Sleeve on the Anti-seismic Characteristic of Nuclear-Fuel-Safety-Rod-Driving MechanismMeng L

4、intao1, Yin Qin, Wen Hao, Xie Luofeng, Yin Guofu(1.Sichuan University, Chengdu, 610065, China;2.Southwest Jiaotong University, Chengdu, 610031, China)Abstract:Nuclear-fuel-safety-rod-driving mechanism is an important part of the nuclear reactor and its seismic characteristic is a very critical param

5、eter in safety evaluation. In the preliminary design stage, simulating the distribution of stress under seismic load is helpful to improve its seismic characteristic. To ensure that the nuclear fuel safety rod driving mechanism functions safely and reliably in the whole longevity, the seismic analys

6、is was carried out at the level of preliminary design. First, the model of nuclear-fuel-safety-rod-driving mechanism was simplified based on the parameter settings. Second, the seismic response spectrum was ensured, referring to domestic and overseas seismic fortification criterion,and then the prac

7、tical condition was analyzed and it was converted to boundary condition in finite element model. The stress distribution of the whole mechanism and the outer sleeve and the single internal structure were calculated and compared. And the influence of the outer sleeve on seismic characteristic was stu

8、died. The typical node paths were constructed based on the features of three models. Compared with the extracted stress from the node paths, the difference of stress distribution of three models was obviously obtained. The results indicating that directly analyzing the stress distribution of the out

9、er sleeve could evaluate the rationality of the whole mechanism. The results illustrated that the outer sleeve can efficiently reduce the stress of internal structure under seismic load, the stress distribution of the outer sleeve is nearly the same with the whole internal structure, and the stress

10、distribution of the single outer sleeve is nearly the same with the outer sleeve, which is of great reference value to the engineering design. By this way, the efficiency of design would be enhanced and the risk would be reduced.Keywords:Safety rod, Driving mechanism, Seismic analysis, Response spec

11、trum method1 引言21世纪随着世界工业的飞速发展,人类对能源的需求越来越大,全球都处于能源危机的阴影中。大力发展核电是人类应对能源危机的有效途径,同时通过核能发电可大力减少温室气体排放。我国处于地震多发地带,在核电厂设计建造阶段必须保证做到“小震正常运行,大震安全停堆” 1。对核电厂的关键部件的抗震分析是必不可少的。刘彦辉 2等针对某跨海桥梁,根据相似比 的比例制作桥梁单墩抗震试验模10:型,通过振动试验台对其进行了抗震性能研究。得到了该桥梁在地震状态下的相关性能参数。姚令侃 3通过分析“5.12”汶川地震灾害现象的分析提出了线路工程抗震技术需要面对的几个新的课题。为线路工程抗震技

12、术研究的进程提出了新的方向。张社荣 4通过建立三维有限元模型,采用时域分析法对混凝土重力坝整体进行了抗震及破坏特性分析。得出了大坝的抗震性能相关参数。白文婷 5等选取了大量国内外地震记录,通过概率统计的方法将数据整合,同时参考国外RG1.60谱得出了国标中抗震标准谱的修正建议值;兰麒,胡雯婷 6介绍了等效静力法和反应谱法的分析过程,并对两种方法得出的结果进行了对比,分析了两种方法各自的优劣,对不同工况下抗震方法的选择提供了依据;谭忠文 7等人提出了将大型复杂组合结构分解成为各个子结构,然后加以相关约束后进行模态分析,针对不同子结构的不同频率分别应用等效静力法或反应谱法进行抗震分析,从而得到整体

13、结构在地震载荷下的应力分布,并进行强度评估;王明弹 8对核电厂安全壳进行了有限元建模,分析了其在SSE 工况下的应力,变形,位移等地震反应情况。并进行了强度评估。孙磊 9等对试验快堆控制棒驱动机构进行了线性抗震试验。得到相关抗震性能报告。倪永军 10对国内外主要抗震规范进行了比较研究,提出了对响应标准的分析与见解。焦安亮 11通过对劲性装配式框架核心筒进行 的13:缩尺模型振动台试验,验证了在地震条件下该机构关键位置的可靠性。核燃料安全棒是发生突发情况时,核反应堆安全停堆的重要保障,因此对核燃料安全棒驱动机构的抗震分析具有重大的理论与工程意义。本文考虑其实际工况,合理简化模型后,依据其真实边界

14、条件通过Workbench17.0对其进行了反应谱法的抗震性能分析。通过合理建立路径,提取各部分应力分布情况。通过应力分布曲线对比,明确了外套筒对该机构整体抗震性能的影响。同时证明了在设计初期可通过单独对外套筒进行抗震分析来预知整体抗震情况。2 基于反应谱原理的设计方法目前对设备的抗震分析方法主要有等效静力法、反应谱法和时程法。其中等效静力法计算最为简单,但是所得结果过于保守;时程法所得到的结果最为接近真实值,但是计算难度很大,在实际大型工程中实施难度太大;反应谱法则是基于模态结果,采用折算加速度作为地震力的特征进行计算,这种方法计算较为简单,计算量小,所得结果比等效静力法更贴近真实值,比时程

15、法更加保守因而目前工程实践中广泛应用这种方法 6。2.1反应谱分析方法反应谱分析是一种频域分析,其输入载荷为振动载荷的频谱,常用的频谱加速度,也可以是速度频谱和位移频谱。反应谱分析从频域的角度计算结构的峰值响应。载荷频谱被定义为响应幅值与频率的关系曲线,响应谱分析计算结构各阶振型在给定的载荷频谱下的最大相应,这一最大响应系数和振型的乘积,这些振型最大响应通过相关方法组合在一起就得出了结构的总体响应。 2.2基于反应谱的抗震设计方法参照GB50267-97核电厂抗震设计规范,安全棒驱动控制机构属于类物项,类物项应同时采用运行安全地震震动(OBE)和极限安全地震震动(SSE)震动进行抗震设计。但由

16、于OBE与SSE在工程实践中存在矛盾,美国相关设计已经取消了OBE 12。而本文主要探究的是在地震工况下外套筒对内部机构的影响,极限安全地震震动(SSE)峰值加速度远大于运行安全地震震动(OBE)的峰值加速度,加之篇幅有限,所以本文仅对极限安全地震震动(SSE)下的情况进行分析。该标准中规定设计地震震动参数应包括两个水平向和一个竖向的设计加速度峰值;两个水平向的设计加速度峰值应采用相同数值,竖向设计加速度峰值应采用水平设计加速度峰值的2/3;同时安全棒控制驱动机构属于设备类,按照该标准应在极限安全地震震动(SSE)下阻尼为4%。根据该核电站建设实际位置,通过与设计方公司讨论后决定去水平加速度峰

17、值为0.3g,竖直加速度峰值为0.2g。该地区属于硬土场地。对该相应标准中给出的基岩场地标准反应谱按商定加速度峰值进行调整后得到其地震反应谱如图2.1所示:图2.1 SSE地震反应谱Fig2.1 SSE Response spectrum3 安全棒驱动机构抗震分析为了更精确的分析出外套筒对整个安全棒驱动机构的影响,先将整体按照设计给定要求输入边界条件进行抗震分析,然后在同样的边界条件下对外套筒进行和内部机构分别进行单独分析,最后将两种分析结果进行对比。3.1 模型建立核燃料安全棒驱动机构外观为一根十多米长的阶梯圆柱形细长部件,本文主要探究外套筒对整个模型的影响,为了使结果更据普遍性,将套筒内部

18、机构简化为保留基本外形的杆件,通过杆件顶部法兰与外套筒链接,材料选用1Cr18Ni9Ti。按照设计要求对整体进行抗震分析时在A、B 、C 三处加入固定约束,具体位置如图3.1所示。为确保变量的单一性,单独分析外套筒和单独分析内部机构时也在同一位置加上相同约束。图3.1 三维模型及其约束Fig 3.1 3-D Model and constraints3.2 抗震分析与强度校核首先对上述3种模型进行模态分析,其结果如表3-1所示表3-1 截断频率(33Hz)前模态分析结果Tab.3-1 Result of modal analysis before cutoff-frequency(33Hz)(

19、a)整体模态(Hz)(a) Whole mechanism modal有效参与质量所占比例模态 频率 X向 Y向 Z向1 5.031 0.27 0.42E-07 0.242 5.032 0.241 0.51E-06 0.273 7.95 0.12E-02 0.51E-10 0.17E-014 7.97 0.17E-01 0.18E-10 0.12E-025 26.51 0.25E-01 1.00E-10 0.26E-026 26.56 0.26E-02 0.13E-09 0.25E-017 32.01 0.45E-01 0.72E-08 0.45E-048 32.05 0.45E-04 0.4

20、9E-07 0.49E-01总计 0.602 6.08E-07 0.605(b)内部机构模态(b) Internal organization modal有效参与质量所占比例模态 频率(Hz) X向 Y向 Z向1 4.28 0.55 0.69E-11 0.37E-022 4.28 0.37E-02 0.23E-11 0.553 4.98 0.11E-01 0.93E-09 0.14E-034 5.08 0.14E-03 0.18E-09 0.11E-015 17.06 0.16E-01 0.22E-09 0.99E-046 17.22 0.99E-04 0.12E-14 0.16E-017 2

21、4.79 0.27E-01 0.67E-08 0.79E-028 24.91 0.79E-02 0.90E-10 0.27E-019 32.08 0.31E-02 0.15E-09 0.13E-0310 32.39 0.13E-03 0.15E-10 0.31E-02总计 0.609 8.29E-09 0.609(c)外套筒模态(c) Outer sleeve modal有效参与质量所占比例模态 频率(Hz) X向 Y向 Z向1 7.819 0.29 0.27E-08 0.48E-012 7.831 0.48E-01 1.00E-08 0.293 9.330 0.21E-01 0.15E-08

22、 0.29E-014 9.365 0.29E-01 0.27E-10 0.21E-015 31.54 0.64E-01 0.47E-09 0.13E-016 31.61 0.13E-01 0.65E-08 0.64E-01总计 0.465 2.12E-08 0.465模态分析结果显示:1、整体、单独的内部机构和单独的外套筒的首阶固有频率均远低于33Hz,抗震计算中应采用反应谱法进行抗震分析 4。2、截断频率(33Hz)之前的各界模态参与质量均之和均小于90%,在用响应谱法计算时应进行静力修正 6。模态分析完成后以模态分析结果为基础,输入X、Y、Z三个方向(X 、Z为水平方向,Y为竖直方向)反应

23、谱进行抗震计算,计算过程中采用SRSS(平方根法) 进行模态组合。提取其Tresca应力结果如图3.2所示,地震条件下子结构最大应力及应力极限值如表3-2所示(a)整体的外套筒 (b)整体的内部机构 (c)单独的外套筒 (d)单独的内部机构图3.2 应力分布图Fig3.2 Stress distribution表3-2 地震条件下子结构最大应力及应力极限值/MPaTab.3-2 Maximum value and the limit value of following structure under earthquake结构名称 最大应力 应力限值整体的内部机构 28.647整体的外套筒 4

24、5.108单独的内部机构 48.398单独的外套筒 40.709116由表3-2可得整体的内部机构最大应力为28.573MPa;整体的外套筒最大应力为42.298MP;单独的内部机构最大应力为48.398MPa; 单独的外套筒最大应力为35.478MPa。参考GB50267-97中对类部件的要求 1以及ASME标准 13中1Cr18Ni9Ti的在工作温度下的相关应力标准,其应力极限值为116MPa,该机构没有超过应力极限值,在地震载荷下能够保持结构完整性。4 外套筒对整机抗震性能的影响分析该机构为对称的圆柱体(对称轴与竖直的Y轴平行),其应力分布在相同的圆周上基本相同,因此我们沿着Y 轴,从顶

25、部到底部建立竖直的路径(如图4.1示),这条路径上的应力分布情况基本可以反应出整个机构的应力分布情况。然后将各部件的沿相同路径上提取出的应力进行对比(如图4.2所示) 。图4.1 路径的建立Fig4.1 Build path(a)内部机构应力分布对比(a)Contrast of the stress of internal organization(b)外套筒应力分布对比(b) Contrast of the stress of outer sleeve( c)整体的外套筒和与内部机构应力对比(c) Contrast of the stress of outer sleeve and inte

26、rnal organization图4.2 应力分布趋势对比Fig4.2 Contrast of the distribution trend of stress应力分布趋势的计算结果显示:(1)单独的内部结构和整体的内部机构应力变化趋势基本相同,整体的内部机构危险截面处应力远小于单独的内部机构。(2)单独的外套筒的应力趋势与整体的外套筒应力分布趋势基本相同。(3)整体的外套筒与整体的内部机构应力分布趋势基本相同。整体外套筒危险截面应力大于整体的内部机构。5 结论安全棒是核电厂安全的最后一道保障,所以其抗震分析尤为重要。本文分别分析了核燃料安全棒驱动机构整体、内部组件和外套筒在地震下的应力情况

27、,通过对比可得出以下结论:(1)安全棒驱动机构属于抗震I类设备,且其首阶固有频率的模态计算值小于33Hz,论文采用反应谱法进行抗震计算,并采用较为保守的Tresca应力进行评价。(2)分别建立了驱动机构与外套筒子结构系统的有限元模型,并对各子结构系统及两者组合结构系统进行抗震谱分析。(3)基于所建立有限元模型,在代表性位置创建了对应的节点路径,提出了通过路径应力分布对结构抗震性能的评价方法;(4)节点路径应力分布显示:外套筒的应力分布较大程度上体现了组合结构的抗震性能,组合结构系统中外套筒的结构设计对其抗震性能具有显著影响。参考文献1 97 G B. Code for seismic desi

28、gn of nuclear power plants SD. , 1997. 97 G B. 核电厂抗震设计规范 SD. , 1997.2 LIU Yanhui, TAN Ping ,CUI Jie, ZHOU Fulin, HUANG Xiangyun. Experimental Study of Dynamic Response of Seismic and Isolated Continuous Girder Bridge Under EarthquakeJ. JOURNAL OF SICHUAN UNIVERSITY: ENINEERING SCIENCE EDITION, 2015

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