第４３卷第１期 ２０１４年３月 Ｖｏ１．４３ Ｎｏ．１ Ｍａｒ．２０１４ 某核电汔轮棚及其弹簧基础的抗震性雒分析 胡志强 ，徐嗣华 ，王威 （１．上海交通大学船舶海洋与建筑工程学院土木工程系，上海２００２４０； ２．上海电气电站设备有限公司汽轮机厂，上海２００２４０） 摘要：介绍了某核电汽轮机及其弹簧基础的抗震分析过程，并详细说明了研究对象及分析方法的确立，根 据计算中弹塑性时程分析的部分结果评估机纽的抗震性能，表明在此方面机组的抗震性能整体良好。 关键词：核电汽轮机；弹簧基础；抗震分析；相对位移 中图分类号：ＴＫ２６１ 文献标识码：Ａ 文章编号：１６７２—５５４９（２０１４）０１—００５９—０４ Ｓｅｉｓｍｉｃ Ａｎａｌｙｓｉｓ ｏｎ ａ Ｎｕｃｌｅａｒ Ｓｔｅａｍ Ｔｕｒｂｉｎｅ ａｎｄ Ｉｔｓ Ｓｐｒｉｎｇ Ｆｏｕｎｄａｔｉｏｎ ＨＵ Ｚｈｉ—ｑｉａｎｇ 一，ＸＵ Ｓｉ．ｈｕａ ，ＷＡＮＧ Ｗｅｉ （１．Ｓｃｈｏｏｌ ｏｆ Ｎａｖａｌ Ａｒｃｈｉｔｅｃｔｕｒｅ，Ｏｃｅａｎ ａｎｄ Ｃｉｖｉｌ Ｅｎｇｉｎｅｅｒｉｎｇ，Ｓｈａｎｇｈａｉ Ｊｉａｏｔｏｎｇ Ｕｎｉｖｅｒｓｉｔｙ，Ｓｈａｎｇｈａｉ ２００２４０， Ｃｈｉｎａ；２．Ｓｈａｎｇｈａｉ Ｅｌｅｃｔｒｉｃ Ｐｏｗｅｒ Ｇｅｎｅｒａｔｉｏｎ Ｅｑｕｉｐｍｅｎｔ Ｃｏ．，Ｌｔｄ．Ｔｕｒｂｉｎｅ Ｐｌａｎｔ，Ｓｈａｎｇｈａｉ ２００２４０，Ｃｈｉｎａ） Ａｂｓｔｒａｃｔ： Ａ ｓｅｉｓｍｉｃ ａｎａｌｙｓｉｓ ｏｎ ａ ｎｕｃｌｅａｒ ｓｔｅａｍ ｔｕｒｂｉｎｅ ａｎｄ ｉｔｓ ｓｐｒｉｎｇ￣ｕｎｄａｔｉｏｎ ｉｓ ｉｎｔｒｏｄｕｃｅｄ，ａｎｄ ｔｈｅ ｅｓｔａｂｌｉｓｈｍｅｎｔ ｏｆ ｂｏｔｈ ｓｔｕｄｙ ｏｂｊｅｃｔ ａｎｄ ａｎａｌｙｓｉｓ ｍｅｔｈｏｄ ｉｓ ｓｐｅｃｉｉｆｅｄ．Ｓｏｍｅ ｒｅｓｕｌｔｓ ｏｆ ｅｌａｓｔｏ—ｐｌａｓｔｉｃ ｔｉｍｅ—ｈｉｓｔｏｒｙ ａｎａｌｙｓｉｓ ａｒｅ ｅｘｔｒａｃｔｅｄ ｔｏ ａｓｓｅｓｓ ｔｈｅ ａｎｔｉ—ｓｅｉｓｍｉｃ ｐｅｒｆｏｒｍａｎｃｅ ｏｆ ｓｔｅａｍ ｔｕｒｂｉｎｅ．Ｉｔ ｉｓ ｉｎｄｉｃａｔｅｄ ｔｈａｔ ｔｈｅ ｓｔｅａｍ ｔｕｒｂｉｎｅ ｈａｓ ａ ｇｏｏｄ ａｎｔｉ—ｓｅｉｓｍｉｃ ｐｅｒｆｏｒｍａｎｃｅ ｉｎ ｔｈｉｓ ｒｅｓｐｅｃｔ． Ｋｅｙ ｗｏｒｄｓ： ｎｕｃｌｅａｒ ｓｔｅａｍ ｔｕｒｂｉｎｅ；ｓｐｒｉｎｇ￣ｕｎｄａｔｉｏｎ；ｓｅｉｓｍｉｃ ａｎａｌｙｓｉｓ；ｒｅｌａｔｉｖｅ ｄｉｓｐｌａｃｅｍｅｎｔ 近年来，随着经济的高速发展，对传统能源的 过度开发和粗放利用使得我国面临日益严峻的能 源危机。一方面，能源面临短缺，环境污染问题严 重，而太阳能、风能、地热能等绿色新能源因技术 仍在继续完善、成本过高而未大规模产业化；另一 方面，生产和生活的用电需求仍在增长，每年全国 仍有相当数量的地区需要在高峰期进行拉闸限 电。在这种情况下，核电作为一种清洁、稳定，并 有助减缓气候变化影响，且已有相当成熟的技术 及经验的能源利用方式，再一次迎来了发展高峰， 我国也提出了“积极发展核电”的。２０１１年 日本地震引发的福岛核泄漏事件引发了社会对核 电的质疑、抗拒和不理解，但仍没有改变建造 核电的初衷，只是态度更加审慎。鉴于核电的重 要性以及人们对核电意外事故的恐慌，建设更加 安全、可靠的核电显得尤为重要。在此背景下，本 能计算提供一种较为简便的方法。 １研究对象及方法 汽轮机是核电站常规岛中最重要的设备之 是精密度很高的大型设备，其本身结构复杂、 尺寸大、质量重而且分布不均、安装高度高、与外 一，部结构的连接多且复杂。这些因素使得对其进行 整体抗震分析时不能仅孤立地考虑汽轮机本身， 还必须考虑到其它结构的影响，最典型的是直接 支撑机组的基础。基础的动力特性在一定程度上 决定或影响了其支撑的设备在地震条件下的反 应＿１。Ｊ，但设备的结构特性又反过来制约和影响着 基础类型的选择和具体设计 。为充分考虑基础 及设备在外力作用情况下的相互影响，最好是将 基础与设备一起纳人整体的计算模型进行耦 合 Ｊ，然后对整个耦合系统进行时程分析，从而得 到在完整的时程下考虑彼此相互作用的位移和载 文以某核电站汽轮机及其弹簧基础为对象进行整 体抗震性能分析研究，以期为核电设备的抗震性 收稿日期：２０１３－０４－１７ 修订日期：２０１３—１ｌ－１２ 作者简介：胡志强（１９８３一），女，２００５年毕业于哈尔滨工程大学，工程师，现攻读上海交通大学土木工程硕士学位，主要从事３００ＭＷ及以 上等级汽轮机本体结构的设计研究工作。 Ｓｉｌｌ豳 第１期 荷分布结果，并在此基础上对系统各组成部分进 行的分析评估，结果将更加可靠和准确。 需要说明的是，核电设备的抗震分析并不等 同于核电厂的抗震分析，前者包含在后者内，而又 与常规理解的后者内容有所差别。众所周知，核 电站由于其存在潜在放射性扩散的风险，其抗震 分析及设计标准都受到相当严苛的考验，然而，这 与针对不同安全级别的组成部分的抗震需求还是 有区别的。根据美国核管会（ＮＲＣ）的导则ＲＧ１． ２９＿６ 推荐的方法，按承受安全停堆地震效应要求， 核电厂构筑物、系统和设备各物项可划分为抗震 Ｉ类（Ｃ—Ｉ）、抗震ＩＩ类（Ｃ－ＩＩ）、非抗震类（ＮＳ）等３ 类。基本定义如下： １）抗震Ｉ类：在地震条件下既要保持功能又 必须保证完整性的物项。 ２）抗震ＩＩ类：在地震条件下只须保证完整性 而无需执行功能的物项。 ３）非抗震类：不属于Ｃ．Ｉ和Ｃ．ＩＩ的物项均为 非抗震类，核电站厂区的非核设施，如压水堆核电 站的汽轮机厂房及其它辅助设施均属于此类。对 于此类物项，美国规定直接按通用建筑规范 （ＵＢＣ）进行设计。而我国则规定，按民用建筑规 范的方法进行设计，但其设防烈度应比厂址区域 的基本烈度提高１度 。 鉴于上述规定，同时为更好地探讨汽轮机整 体抗震动力分析方法，本文按我国对核电站非抗 震类物项的规定，参考民用建筑设计的方法，以 《建筑抗震设计规范》（ＧＢ５００１ １．２０１０）为指导，借 鉴使用其中的一些设计思想和验算方法： “三水准两阶段”设计思想：即设防目标按小 震不坏、中震可修、大震不倒分为三级水准；设计 过程则按对构件在多遇地震作用下进行弹性变形 分析及在罕遇地震作用下进行弹塑性变形验算两 阶段来完成。 时程分析法：将建筑物作为弹性或弹塑性振 动系统，将地震时地面运动产生的位移、速度、加 速度直接作用在该系统上，然后用动力学的方法 进行分析，对运动方程直接积分，从而获得系统各 质点位移、速度、加速度和结构构件地震剪力的时 程变化曲线。这是一种能准确反映地震作用下结 构的动力反应的方法。 采用时程分析法对结构进行动力分析通常包 括以下几个步骤：（１）建立结构的几何模型；（２） ■蟹ＩＩＩ￥ 某核电汽轮机及其弹簧基础的抗震性能分析 对模型进行前处理，包括定义载荷或约束等边界 条件，定义各构件的单元类型和材料类型等；（３） 输入适合的地震波，开始计算；（４）计算完成后， 对结果数据进行处理，对结构整体的可靠度作出 评估 。 ２模型建立及前处理 本文以某核电站汽轮发电机机组及其基础为 研究对象。汽轮机由１个高压缸、２个低压缸组 成，做功后的乏汽经由２个低压缸两端向下排入 凝汽器，在凝汽器中冷凝成水后继续循环利用。 由于凝汽器和低压缸以及基础的连接较为复杂而 不容忽视，所以我们将凝汽器也纳入分析范围。 机组采用的是弹簧基础，由钢筋混凝土顶板、柱 子、中间层和底板组成，顶板上依次安装高压缸、Ｉ 号低压缸、２号低压缸、发电机等。低压内缸的猫 爪穿出外缸支撑在基础（预埋件）上，外缸则由下 半侧板上的支架支撑在基础台板上。凝汽器与低 压缸下部刚性连接位于台板以下，通过弹簧坐落 于基础的底板上。 本文采用Ｕｎｉｇｒａｐｈｉｃｓ ＮＸ软件进行三维实体 建模，利用ＨＹＰＥＲＭＥＳＨ进行网格划分等前处 理，最后由ＬＳ．ＤＹＮＡ进行求解计算并输出分析结 果。 在建模过程中，为了避免由于计算内容太过 庞大而引起相应的问题，本次研究对汽轮机高压 缸及发电机进行了简化，即将其转子部件按等效 梁单元进行建模，而静子部件如外缸等部件按载 荷的形式分布在相应的基础或结构上，整体布置 结构示意模型如图１所示。 板 图１整体布置图 本文依托于工程实际项目进行研究，各部件 某核电汽轮机及其弹簧基础的抗震性能分析 热力透平 材料及特性参数均按实际定义。基础部分除底板 采用Ｃ４０混凝土外，其余柱子、顶板等均采用Ｃ５０ 混凝土。汽轮机低压外缸和凝汽器水室采用 Ｑ２３５Ｂ钢材，低压内缸采用Ｐ２６５ＧＨ（２０ｇ）钢材， 转子采用等效参数。由于弹性及弹塑性地震时程 分析的区别仅在于所用的材料本构模型以及地震 波的不同，为避免重复和累赘，本文仅考虑罕遇地 震下的弹塑性分析，相应的各材料本构模型为弹 塑性模型，其主要性能参数如表ｌ所示。 表１材料主要性能参数 汽器具有良好的整体刚度和各阶模态，说明单元 问的连接是有效的，所建立的模型是合理可靠的。 划分网格后的整体有限元模型如图２所示。 Ｚ Ｘ 图２整体网格模型 各实体部件之间的连接均按工程实际情况定 义。例如，低压内缸通过四周的支撑猫爪支撑于 预埋在基础中的支座上，约束ｚ方向的相对位 移，除轴向定位处外，其余猫爪沿 、ｙ方向可以 自由热胀。外缸与基础的连接设置与此相同，凝 汽器喉部与外缸底部定义为刚性连接，而转子的 支撑轴承采用水平和竖向刚度来等效。 由于本文模型整体相当复杂，存在各种子结 构，在定义单元格类型时，采用了多种不同类型单 元混用的方法来求解：主结构采用六面体单元；低 压内缸和水室内部支撑结构采用一维杆单元；凝 汽器外壳、水室、底板及隔板等采用壳单元，其内 部支撑及冷却水管采用梁单元等。此外，由于凝 汽器结构复杂，内部支撑架和冷却水管尺寸小而 数量多，为顺利进行网格划分和方便计算，在建模 时对其进行了适当的简化，忽略冷却水管中水的 晃动产生的作用，将其以等效质点的形式分布于 水管节点处。 ３地震参数输入及结果分析 在采用时程分析法对结构进行地震反应计算 时，需要输入地震波加速度的时程曲线。理论和 实践证明，输入不同的地震波，所得出的地震反应 相差甚远。因此选择合适的地震波相当重要。一 般选用的地震波有以下三种：（１）拟建场地的实 际地震记录；（２）典型的强震记录；（３）人工地震 波。 本文地震波的记录基于ＥＬ—ｃｅｎｔｒｏ波，该波加 速度南北分量最大峰值ａｍａｘ＝０．３３ ｇ，其记录主 要周期为０．２５～０．６ Ｓ。加速度反应谱主峰点对 应的周期为０．５５ Ｓ。这一记录由于加速度峰值较 大，且波频范围较宽，因此多年来被工程界作为大 地震的典型例子加以广泛应用。本文在其基础上 进行人工调整以满足设防烈度为８度的需求。根 据ＧＢ５００１１．２ｏｌｏ＜＜建筑抗震设计规范》规定，８度 设防烈度下罕遇地震时程分析（弹塑性分析）所 用的地震加速度最大值为４ ｍ／ｓ ，因此调整后的 加速度谱如图３所示。 本次分析模型节点３７８ ８８２个，单元３３８ ９５５ 个。由于模型复杂、单元节点数量巨大，为确保计 算收敛以及结果可靠准确，本文通过以下方法对 弹簧基础、低压外缸和凝汽器模型进行了验证分 析：加速度响应分析的结果表明，地震下弹簧基础 顶部的加速度比输入的加速度大大降低，也就是 说弹簧基础起到了隔震的效果，符合弹簧基础的 性能特点；模态分析的结果则表明，低压外缸和凝 分析时地震波分别沿 、】，方向从基础底板 输人，除地震波输入方向外，基础底部约束其它 方向自由度。同时模型跨度相对地震波而言很 小，故忽略行波效应，地震波采用一致性输入， 即同一时刻基础底部各处输入的地震加速度是 一样的。 ￥１１１１１１日 第１期 时Ｉ司／ｓ 图３ 弹塑性分析加速度时程曲线 由于汽轮机内部结构的精密性，尤其是通流 间隙往往只有几毫米，地震引起的部件相对位移 过大则可能会引起动、静叶片碰磨。有关核电站 和火电站汽轮机震害调查的研究表明 ，地震 引起的动静碰磨是造成汽轮发电机组损坏的一大 原因，因此，本文就转子和静子部件问相对位移方 面进行分析说明。 ３．１转子与台板的位移响应 图４和图５分别表示了转子和台板的绝对位 移以及它们间的相对位移。从中可以看出，在地 震波加速度峰值对应的２ ｓ左右，转子和基础台板 的位移响应在１Ｏ～１５ ｍｉｌｌ范围，相对位移约为５ ｍｍ；在经历了地震的整个时程后，基础台板顶部 的最大位移响应超过了１５０ ｍｍ，转子相对台板的 位移约为２１ ｍｌｒｌ。仅仅这２处数据尚不能直接说 明问题，还必须考虑台板与外缸、外缸与内缸、内 缸与转子的相对位移情况。由于本文研究的机组 低压内缸直接支撑在基础上而不是由低压外缸支 撑，因此将台板与外缸、外缸与内缸的相对位移合 并成台板与内缸的相对位移。由于各部位的判断 方法是一样的，为避免累赘，下文仅以转子与１号 低压缸调阀端排汽侧位置为例来说明。 ２００ ／ １５０ ．／＼／ ｇ ｌｏ０ ／： ． ．—’， ～ —一 ，ｌ ５Ｏ Ｌ 、 ０ — ’’－ ， ——古董一 －５０ ０ ５ １０ １５ ２０ 时间，ｓ 图４转子与台板的位移 囵ＩＩＩ１｜￣ 某核电汽轮机及其弹簧基础的抗震性能分析 ｉ ； ｉ Ｊ；／ ｉ 一， ｛ ＾ 厂一｝ 厂ｖ 『 ｌ ！１． Ｖ１ 蠢 ｌ ｌ＾‘ 一…】ｒ 一 一 … ……一 ……… 广 ， ～ｉ＿Ⅲ…… Ｕ ｊ Ｊ Ｖ Ｏ ｌ０ ｌ５ 时间，ｓ 图５转子的相对位移 ３．２ 内缸相对于台板的位移响应 图６所示为内缸与基础台板间的相对位移， 从图中可见，在２ ｓ左右，内缸相对于基础台板的 位移约为２ ｍｍ，而在经历了完整的地震时程之 后，内缸与台板的相对距离又基本恢复到了初始 值。整个时程中内缸最大相对位移约４．２ ｍｒＩｌ。 结构上，内缸在支撑猫爪处被设计成可以沿 、ｙ 方向自由热胀，有足够的空间容纳内缸的相对位 移，可以判断此处结构在地震作用下是安全的。 １ ０ －，ｌ， ．６ ＾一 ● ＪＶ Ｕ＂ ＼ｊ Ｖ ０ ｌ０ １５ ２Ｏ 时间／ｓ 图６内缸的相对位移 ３．３转子相对于内缸的位移响应 图７所示为转子与内缸之间的相对位移，从 图中可以看出，在２ ｓ左右，转子相对于内缸的位 移约为２ ｍｍ，在经历了完整的地震时程之后，相 对位移增大到约１ １ ｍｍ。整个时程中转子相对内 缸的最大位移约１ １ ｍｉｌｌ。 八．一 昌 ｇ 龄一 、『１ ＼ ，、 ＾ ． 一１ ｒ— Ｉ 、 ｙ 。 —１ ０ ｌ０ ｌ５ 时间／ｓ 图７转子的相对位移 由于低压缸通流间隙从第一级到最末级相差 较大，即从最小３ ｍｍ到最大１６ １Ｔｉｍ，根据实际结 （下转第６７页） 核电厂汽轮机热力系统分析与评审 热力透平 置疏水冷却段；Ｈ公司的高压缸分缸压力低；经汽 水分离再热器后的蒸汽压降小。 ２）Ｈ公司和Ｄ公司的热力方案相比，相对理 计算方法，提出了汽轮机理想功率、理想焓降、当 量流量三项热力性能指标，该方法计算快捷、分析 准确，并已广泛用于核电工程项目汽轮机热力系 想功率和当量流量大，其原因是：Ｄ公司采用高 中压合缸方案，高中压缸前轴封漏汽量大。Ｈ公 司的理想焓降小，原因是背压高。 ３）Ｄ公司和Ｓ公司的热力方案相比，当量流 量小，其主要原因是：Ｄ公司的热力方案再热蒸汽 压力低、压降小，连续三级低压加热器采用疏水泵 方式疏水，加热器取端差小，抽汽管道压损小；但 统计算、分析与评审，已解决了多项关键技术难 题。 核电汽轮机热力系统分析与评审可用于指导 核电工程项目汽轮机热力系统优化的设计，还可 以用于对机组设备的现状进行切合实际的评价。 本文可为核电企业在自主设计、优化设计方案、维 护业主利益等方面起到积极的推进作用。 参考文献： ［１］中国动力工程学会．火力发电设备技术手册：第二卷汽轮机 ［Ｍ］．北京：机械工业出版社，１９９８． ［２］蔡颐年．蒸汽轮机［Ｍ ．西安：西安交通大学出版社，１９８８． Ｄ公司方案的理想焓降大，主要原因是其选取背 压低。两个方案的理想功率相当，其主要是：Ｄ公 司采用高中压合缸方式，高压缸前轴封漏汽量大， 与上述收益相抵消。 ［３］徐大懋，储品昌，傅小生．蒸汽循环电站主设备的容量匹配 ４ 结 论 本文针对核电站汽轮机热力系统特点，介绍 ［Ｊ］．中国电机工程学报，２００９，２９（２０）：２５－２９． ［４］中国动力工程学会．火力发电设备技术手册：第四卷火电站 系统与辅机［Ｍ］．北京：机械工业出版社，１９９８． ［５］汪礼彪．压水堆核电站大型湿蒸汽汽轮机的性能比较［Ｊ］． 动力工程学报，１９８１（５）：３３－４７，７１． ’…，…】Ｈ…】 …，…’… …】Ｈ）‘ Ｈ 了核电汽轮机热力系统分析与评审的主要内容， 推导了湿蒸汽区有疏水和无疏水级段蒸汽焓值的 …，…】…，…，…】…】Ｈ…】 …（上接第６２页） 构确定上述最大位移所处位置，并与该处通流间 隙相比即可确定是否发生动静碰磨。如果碰磨发 参考文献： ［１］周向群，吴建军，宋远齐．ＡＰＩＯ００核电厂汽机基础结构选型 的探讨［Ｊ］．武汉大学学报（工学版），２０１０，４３（ＳＩ）：１６０— １６４． 生，还可进一步分析碰磨的原因，如轴承在地震作 用下失稳失效、汽缸发生了塑性变形等，在此基础 上对部件进行改进设计。 ［２］张学奇，李炳林，秦波．５．１２大地震发电厂震害分析及抗震 设防应注意的问题［Ｊ］．陕西电力，２００９，３７（６）：３１－３５． ［３］英，李明，徐洁，等．汶川地震对运行中汽轮发电机组振 ４ 结 论 本文通过将汽轮机及基础模型耦合在一起并 对其进行完整的时程分析，得出了某些重点部位的 位移响应，在某种程度上直接评估了汽轮机的抗震 动影响分析［Ｊ］．汽轮机技术，２００８，５０（６）：４６５－４６７． ［４］吴冰，王盾，邵晓岩．软土地基、高烈度区的汽轮发电机基座 选型对比［Ｊ］．电力建设，２０１０，３１（５）：１１１—１１６． ［５］王晓雯，夏祖讽．土建结构与主回路耦联模型抗震分析研究 ［Ｊ］．核动力工程，２００２，２３（ｓ１）：１３０—１３４． ［６］ｕ．Ｓ Ｎｕｃｌｅａｒ Ｒｅｇｕｌａｔｏｒｙ Ｃｏｍｍｉｓｓｉｏｎ，Ｒｅｇｕｌａｔｏｒｙ Ｇｕｉｄｅ １．２９， 能力。此种分析方法也可以得出系统内各具体位 置的加速度响应以及应力分布状况等，这些内容可 ＮＵＲＥＧ－０８００［ｓ］．ＵＳＡ：ＵＳ ＮＲＣ，Ｎｕｃｌｅａｒ Ｒｅｇｕｌａｔｏｙｒ Ｃｏｍｍｉｓｓｉｏｎ，１９７５． 以作为输入数据来设计和考核设备部套，这将比常 规的做法更加可靠和准确。由于篇幅有限，此次分 析计算的其它结果以及在此基础上对设备各部件 ［７］李忠诚．考虑土．结构相互作用效应的核电厂地震响应分析 ［Ｄ］．天津：天津大学工学博士学位论文，２００６． ［８］徐晓龙，高德志，桂满树，等．北京某超高层商住楼动力弹塑 性时程分析［Ｊ］．建筑结构，２０１０，４０（ｓ１）：８０－８２． ［９］潘华，李金臣．２００７年７月１６日日本新渴地震对柏崎刈羽 核电站的影响［Ｊ］．国际地震动态，２００７，３４７（１１）：２２－３２． 进行的分析评估工作将留待日后探讨。 誓●Ｉｌ团
