核级减压阀抗震计算方法研究及试验验证

陈一伟，张正春，张 跃，李海涛，石 红

核级减压阀抗震计算方法研究及试验验证

陈一伟1，张正春2，张 跃1，李海涛1，石 红1,*

（1. 生态环境部核与辐射安全中心，北京 100082；2. 上海艾维科阀门股份有限公司，上海 20062）

基于workbench软件针对一种核级减压阀进行了抗震性能分析，进行了固有频率及安全停堆地震载荷下的应力分析，并根据ASME应力评价规范，在风阀危险点处的应力及应变进行评定。最后，对该减压阀进行抗震试验并与分析结果进行对比。结果表明，应力分布均未超过风阀所能承受的应力极限值，即所设计的减压阀符合设计规范，能够满足工况要求，实验结果与分析结果具有高度一致性。论文分析结果为该类核级减压阀的抗震分析提供了依据并通过试验方式验证了该分析方法的有效性。

风阀；应力计算；地震载荷；应力限值

核级设备当承受类似于极限停堆地震的地震反应时，应保证结构的完整性、反应堆的安全停止运行以及能够保持安全状态[1-4]。通过世界各国多年来对地震机理的研究和分析，认为地震波频率一般都在33 Hz以下[5]。因此为了防止核级设备在地震波中发生共振破坏，一般都会要求抗震类设备的一阶固有频率高于33 Hz，本文采用大型通用有限元软件 ANSYS 14.5[6]。首先对减压阀进行模态分析，验证其第一阶固有频率大于33 Hz，然后采用等效静力法计算其在自重、压力、接管载荷、地震载荷等共同作用下的应力和变形，最后根据ASME的有关规定进行分析评定，结果表明减压阀的结构设计满足标准规范及技术要求中的相关条款要求，为后续核电设备的抗震分析工作提供技术支撑。

1　计算模型

减压阀的核安全等级为核安全2级，抗震要求为1A类。阀门的公称通径为DN25，设计压力为27.58 MPa，设计温度为65.6 ℃。减压阀主要由阀体、阀盖、阀杆、阀座、调节螺杆等零部件组成。该减压阀总高380 mm，阀体长278 mm、宽125 mm，其结构尺寸如图1所示。

图1　计算模型图

阀体、阀盖的材料为SA-182 F11，阀杆材料为SA564 630（17-4PH），活塞、活塞缸、阀座材料为SA-182 F304，衬套、压套、弹簧座、调节螺杆材料为06Cr19Ni10。

2　载荷条件

3　模态分析结果

本分析釆用四面体单元对整体结构进行离散，阀体、阀盖、阀座、阀杆、调节螺杆等采用实体单元建模。由于弹簧不是本次分析的重点，只需考虑其刚度对减压阀应力分布的影响，因此此次分析中不对弹簧进行实体建模，而是采用简化的SPRING模型代替。

模态分析中采用保守计算方法，在该减压阀阀体的进口端端面设置固定约束，限制其所有的自由度，出口端设为自由端。对减压阀进行模态分析获得固有频率和振型，提取前40阶模态，以了解动态特性。减压阀第一阶固有频率为 274.88 Hz。减压阀前六阶振型图详如图 2所示。

图2　减压阀前6阶振型图

4　应力分析结果

在事故工况下减压阀受到内压、重力、接管载荷及SSE（安全停堆地震）载荷的作用，减压阀的施加载荷如图3所示。

图3　减压阀载荷施加示意图

根据减压阀的结构和工作特性，对阀体和活塞缸的薄膜+弯曲应力做进一步的应力分析，在阀体和活塞缸的危险区域设定几条路径，其中两条在接管管颈处（A-A、B-B），在活塞缸的局部应力集中处也设立路径进行校核，如图 4所示。

表1为阀门上各路径的应力评定结果，各应力值是所有载荷组合情况下的算结果。从表1中可以看出，各路径上的应力都能满足许用值要求。

图4　阀门应力路径规划图

表1　阀门各路径应力评定结果表

减压阀在组合载荷的作用下会产生变形，本分析对减压阀整体的最大变形量进行计算，阀门变形图如图5所示，最大变形量0.015 mm。

图5　阀门变形图

5 试验验证

样机按照上述条件要求完成了动态特性探测试验、振动老化试验、静态加载，试验过程及应力施加正确。抗震试验在苏州苏试广博环境可靠性实验室有限公司进行。减压阀通过安支架块将进出口安装在振动台上，按照1 oct/min扫频速率在加速度幅值在1～500 Hz范围内进行三个方向的扫频实验，试验装置如图6所示。

动态特性探测及振动老化试验中及试验后受试样件结构保持完整，无明显永久性变形，试验后受试样件能够正常开关，动作平稳，无异常声响，无卡阻现象。根据动态特性探测试验结果，一阶固有频率为236.64 Hz，与计算结果一致。

图6　实验装置

6　结论

本文利用ANSYS WORKBENCH 14.5程序，采用静力法对某型核级减压进行了抗震分析，根据ASME AG-1[9]对计算结果进行评定，并跟实验结果进行验证。分析结果表明，在安全停堆地震、重力及其他载荷的组合载荷下：减压阀设备应力满足规范要求；减压阀变形满足规范要求。本文用采用静力分析法对安全停堆地震工况下的减压阀进行了动力分析，全面综合的评定了核级减压阀的抗震性能，并通过实验验证了该计算方法的有效性，为核电厂的抗震鉴定实践活动提供参考依据。

［1］ 国家地震局. 核电厂抗震设计规范 GB 50267—97［M］. 中国计划出版社，1997.

［2］顾籍. 压水堆核电站抗震设计及汽轮发电机基础设计特点［J］. 电力建设，1985（6）：3-11.

［3］ 马纪鑫. 蝶形止回阀结构改进设计与强度分析［D］．2015.

［4］ 钱国桢，孙宗光，倪一清. 对现行核电站抗震设计规范中若干问题的讨论与建议［J］．工程抗震与加固改造，2012（06）：111-115.

［5］ 侯钢领.建筑结构与核电站抗震设计［M］．北京：科学出版社，2019.

［6］ 胡仁喜，康士廷，等. ANSYS 19.0 有限元分析从入门到精通［M］．北京：机械工业出版社，2019.

［7］ ASME BPVC-Ⅲ（2007版+2008补遗）核设施部件建造规则

［8］ NB/T 20010—2010《压水堆核电厂阀门第10部分：应力分析和抗震分析》［S］．

［9］ ASME-AG-1 2003版《核电厂空气和气体处理》［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

陈一伟（1989—），浙江温州人，工程师，硕士，现主要从事核安全设备评审及抗震分析方面研究

石 红，E-mail：Shihong19861985@163.com