核电站用泵的抗震分析
2009年 第9期
通用机械
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GM in Electric Power
大连大学 二、地震的输入及抗震分析要求
地震输入其实就是确定地震时设备所在标高楼层图1 楼层反应谱
地震谱通常分为O B E（运行基准地震楼层反应
【摘 要】析的重视。
【关键词】分析
一、前言
加”——“A
醒核电站一定要重视设备的抗震性能。
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谱）和S S E（安全停堆地震楼层反应谱），或者叫S L1（运行安全地震楼层反应谱）和S L2（极限安全地震楼层反应谱）。
谱线中有将X 、Y 、Z 方向分别描述的，也有在一张谱线中体现的。
每张谱线通常会包含五条阻尼曲线，分别为临界阻尼的2%、4%、5%、7%和10% 。
对于泵产品O B E的阻尼比值通常是临界阻尼的2%，而SSE的响应值小于或等于OBE的2倍。
抗震分析的目的在于证明泵设备在O B E和S S E地震期间或之后，能保证结构完整性，包括承压边界完整性以及泵的可运行性。
通常要求如下分析。
1）承压部件即泵壳及轴承座部件的完整性。
2）泵支撑件和连接螺栓以及地脚螺栓满足强度要求。
3）在运行工况、地震和最大接管载荷共同作用下，保持可运行性，在转动件与静止件之间的相对变形应小于它们之间的间隙，不影响运转。
抗震分析也可以帮助分析泵壳承压边界应力分布、泵转子系统应力分布、泵体、轴承箱和底座的抗震分析等。
从这个角度理解抗震分析可以作为设计验证的一种方法。
三、抗震分析程序、机构和方法
国内目前采用的抗震分析都是通过计算机模拟实体进行有限元分析，而多数泵制造厂没有该方面的程序或者程序不够权威或专业，所以只能求助于各大科研院所和核电设计院。
仅以清华大学为例，根据泵厂提供的设备设计制造图样，采用三维C A D软件建立泵的几何模型，在MSC.Patran软件中建立泵的有限元分析模型，采用MSC.Nastran有限元程序进行抗震分析，并根据分析结果来校验泵各部位是否满足上述抗震要求。
M S C.Nastran和MSC.Patran均是当前国际上比较权威的结构分析软件，被我国相关审查机关所认可。
早期也用Super S A P w i n d o w s，它是美国A L G O R公司开发的一个结构分析程序。
四、分析过程
1.计算模型的建立
利用有限元分析程序进行分析首先要构建模型，建造的模型要与程序中的数学基础相符合，规定的假设条件尽可能与真实设备结构相近，模型的单元划分要合理。
根据泵体、轴承箱和底座的几何结构特点，将其简
化成若干集中质量单元、梁单元和实体单元，然后建模。
以大连苏尔寿泵及压缩机有限公司承制的设备冷却水泵为例，将叶轮、耐磨板和连轴器等作为集中质量处理；泵体、轴承箱在同一轴线上，泵轴用梁单元来模拟；泵体、轴承箱和底座都用实体单元描述。
实体网格采用10节点4面体单元，包含泵体、出入口法兰、轴承箱和底座。
泵体内水的质量被平均分配到泵体上。
泵轴上相连的部件按照相应的集中质量表示，整个模型共有2个质量单元，54个梁单元，171 839个实体单元，300 044个节点。
另外在两个法兰上还有两个多点约束单元，用于向法兰施加接管载荷中的3个力矩。
有限元网格模型如图2所示。
图2 有限元网格模型
2.模态分析
抗震计算的第一步是对结构进行模态分析，以了解结构的基本动力学特性。
对上面描述的有限元模型进行模态分析，得到其前5阶或10阶固有频率和各震形图。
卧式泵结构简单，壳体等部件通常其基频（最低共振频率）高于截断频率 (其值通常接近33H z)，可认为其是刚性的；而立式泵的结构复杂，常有较大的偏心质量，固有频率较低，不能假设它们是刚性的。
泵的1阶固有频率大于截断频率，振型图为整体振型，可判定其为刚性设备， 根据核安全法规H A F0215，对刚性设备进行抗震分析时可以采用等效静力法。
按照楼层反应谱，读取零周期时X 、Y 、Z 方向的加速度。
进行地震分析时，将3个方向的加速度乘以安全系数1.5后，以惯性力方式加载在质心。
3.材料特性、应力极限准则和载荷组合
核电站用泵的各部件的材料的力学性能参数不
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能直接被取用，要按照根据A S M E—Ⅲ—1附录或者RCC—M—附录ZIII300相关规定选用，以核安全三级泵为例材料的许用应力S 应取下列数值中的最小值。
1）室温下规定的最小抗拉强度的1/4。
2）设计温度下抗拉强度的1/4。
3）室温下规定的最小屈服强度的2/3。
4）设计温度下屈服强度的90%（奥氏体钢）。
5）设计温度下屈服强度的2/3（碳钢和低合金钢)。
而应力评价准则也应该按A S M E—Ⅲ—1—N D或R C C—M C3383中相关规定执行，以核安全三级泵为例材料的应力极限准则见表1。
表1 材料的应力极限准
注：σm 为总体薄膜应力或者一次薄膜应力；σb 为弯曲应力。
不难看出O及A级是最安全的。
而设备的载荷有多种组合，不同的组合对应上述不同级别的应力极限，这在买方的设备采购技术规格书中根据设备的抗震类别会有明确的规定。
作抗震分析时通常是选用最苛刻的载荷组合计算，而采用最安全的应力极限等级评定，既简化分析过程，同时分析结果更安全。
4.分析结果
经过上述的准备，有限元分析程序能够得出形象
直观的应力分析结果（如图3）和变形结果（如图4），既有整体的分析结果，也有零部件的分析结果，能完全覆盖前面抗震分析要求的内容，图片量很大，这里仅截取两图来说明分析结果的输出形式。
图4 变形分布图
五、分析结论及抗震分析的包络
根据上面的结果和应力极限准则，不难得出抗震分析的结论。
当结论为不合格时也能判断出应该在何部位补强，进行补强设计后刷新模型再进行有限元分析，直至得到合格的结论。
经过抗震试验或分析验证后的产品，再重新提供给其他买方时可以通过抗震分析包络的方法来证明其适用性。
参考书目
[1]核工业标准化研究所.RCC—M.1册[S]. 北京：中国标准出版社，2000.
[2]核工业标准化研究所.RCC—M.2册[S]. 北京：中国标准出版社，2000.
[3]ASME锅炉及压力容器委员会材料分委会. ASME—III—I—附录[S]. 中国《ASME 规范产品》协作网，译. 北京：石油工业出版社，2001.
[4] ASME锅炉及压力容器委员会材料分委会. ASME—III.ND分卷[S]. 中国《ASME 规范产品》协作网，译. 北京：石油工业出版社，2001.
O及A级应力限值σm ≤1.0S σm +σb ≤1.5S B级应力限值
σm ≤1.1S σm +σb ≤1.65S C级应力限值
σm ≤1.5S σm +σb ≤1.8S D级应力限值
σm ≤2.0S σm +σb ≤2.4S
图3 应力分布图。
核电站电辅泵用电动机振动解决方案
核电站电辅泵用电动机振动解决方案一、背景介绍核电站电辅泵是核电站重要的辅助设备，其用途是在主泵失效或切断时，为主蒸汽发生器和蒸汽轮机组提供足够的冷却水或冷却气体来保证核电站的安全运行。
电辅泵采用电动机作为动力源，其稳定性和可靠性对核电站的安全运行起着至关重要的作用。
在电动机运行过程中，可能会出现振动过大的现象，这会对电辅泵的正常运行产生影响，甚至可能导致设备故障，给核电站带来安全隐患。
有必要对电辅泵用电动机振动问题进行深入研究，寻找有效的解决方案。
二、振动问题分析1. 引起振动的因素电辅泵用电动机产生振动的原因主要有以下几种：a. 电动机本身问题：包括电动机结构设计不合理、转子不平衡、轴承磨损等；b. 电动机与泵的配合问题：包括联接件间隙过大、不良的转动配合、泵叶片松动等；c. 系统问题：包括管道布局不合理、安装不稳固等。
2. 振动对设备的影响电辅泵用电动机振动过大会导致以下几方面的影响：a. 设备故障：振动过大会导致设备零部件的磨损加剧，使设备寿命缩短，甚至导致故障；b. 运行不稳定：振动会使电辅泵运行不稳定，影响其输送效果，甚至使其停止工作；c. 安全隐患：由于振动会使设备受力不均匀，可能导致设备结构破坏、泄漏等安全隐患。
三、解决方案为了有效解决电辅泵用电动机振动问题，需要综合考虑电动机本身、联接部件、系统管道等多方面因素，提出相应的解决方案。
1. 优化电动机结构设计首先需要对电动机结构进行优化设计，以减小电动机振动。
具体措施包括：a. 采用合理的轴承结构和安装方式，确保转子平衡性；b. 优化电动机内部结构，减小振动源；c. 优化电机叶片设计，降低空气动力噪声。
2. 加强联接部件的检查和维护联接部件的不良转动配合、泵叶片松动等问题也是导致电动机振动的主要原因之一。
需要加强联接部件的检查和维护工作，及时发现并排除问题，以减小振动产生的可能性。
3. 优化系统管道布局管道布局不合理、安装不稳固等问题也是电辅泵用电动机振动的重要原因。
最新核电站抗震分析
核电站抗震分析------------------------------------------作者xxxx------------------------------------------日期xxxx核电站抗震分析摘要核电站抗震性一直是核电站设计的主要问题之一随着此间题各方面研究的深人和研究手段的进步,核电站的抗展计算理论也在不断发展本文试图根据已有的资料，在核电站抗展问题的一些主要方面地展输人参数的确定,抗展计su算理论,结构与地基的相互作用 ,逐层加速度谱及反应谱的确定,建筑物及设备的抗展计算，地基、基础及地下建筑的抗震计算等研究状况作一些综述，并在此基础上展望一下需要解决的问题关键词：核电站抗震分析结构及设备抗震性抗震安全社会背景:20１1年0３月１4日，日核电站面临再爆炸风险抗震能力设计不足惹祸;2010年的伊朗6。
5级地震;2008年的四川地震等，这些地震摆在我们人类的面前不得不说,我们研究核电站的防震能力不仅与核电站的结构和地基等宏观因素有关,而且也和微观设计因素有关，例如窗户玻璃的防护、书架和安全柜的摆设以及吊灯的设计等等，必须综合考虑各种因素才能把地震灾害减少到最低限度目录:一抗震分析的目的；二,抗震计算理论三结构与地基的相互作用四结语一抗震分析的目的;抗震分析的三个任务:1．确定地震任务2．计算核电站的抗震反应3．最基本的要求是保证设备在正常环境下和地震载荷下能够正常运行,并执行其原有的功能•抗震分析思路：设计地震和抗震设计(1）外部荷载、地震作用→结构→结构响应→结构设计。
（2)输入结构响应、其它输入条件→设备→设备响应→设备设计、实验鉴定。
核电厂抗震分析的特点:1、对于抗震分析和地震安全评估，具有严格的法规、标准和安全导则体系选址:HAＤ1０１／01、ＲG1.165、NS-G——分析/设计:HAD102/02、GB50267、ＲCC—G、ＡSCE ４-8６(89）、ＳRP 、NＳ—Ｇ-1。
核电站泵振动超标分析及处理措施
核电站泵振动超标分析及处理措施摘要：泵作为核电站重要的辅机，主要用来输送流体介质，良好的运行状态是确保核电安全、稳定运行的必要条件。
泵振动超标故障已经成为安装和运行工作人员棘手的问题。
本文通过理论结合实际来分析泵振动超标的原因，并给出解决泵振动超标故障的方法。
关键词：核电；振动；超标引言日本福岛核电站发生核泄漏以来，全世界对核电站安全性更加关注，而泵作为核电站的重要辅机，运行质量直接影响着核电站的安全。
近年来，虽然泵推陈出新，并取得了较大的突破，但在运行中尚存在振动超标的问题，严重时甚至威胁到泵的安全运转，其振动的原因很复杂，特别是当前机组容量日趋大型化时，解决泵的振动问题显得尤为突出和重要。
本文结合核电现场实际情况，分析泵产生振动的根本原因，制定出降低振动的合理措施，为解决振动超标问题提供参考。
1 振动超标问题描述核电站所采用的泵多数为叶片式离心泵，现场调试过程中，需要对泵的各项性能参数进行测试，通过数据对比验证设计、制造、安装的质量，振动测量是在规定的测量点进行振动数据监测，振动测量量包括振动位移（μm）、振动速度（mm/s）、振动加速度（m/s2），一旦测量过程中测得数据大于要求规定的峰值，则定义为振动超标故障，长期的振动超标使泵难以正常工作，严重可能导致泵体结构损坏，进而影响系统的正常运行，引起泵振动超标的因素很多，处理起来较困难。
2 振动原因分析引起泵振动的原因是复杂的，通过理论和实践的相结合，原因大致有以下几种：2.1流体引起的振动1）汽蚀：当泵入口的压力低于流体在该温度下汽化压力时，液体便产生气泡，当含有大量气泡的液体流经叶轮内的高压区时，气泡周围的高压液体致使气泡急剧的缩小以至破裂，与此同时，液体质点以很高的速度填充空穴，瞬间产生很强烈的冲击作用，并以很高的冲击频率打击金属表面，此时泵就会产生剧烈的振动。
2）旋转失速：旋转失速是一种会显著降低泵性能的不稳定流动现象，而此现象会导致喘振现象，当外界需要的流量为qv＜qvk，则会导致叶轮中的流支恶化，出口压力突然下降，下游管道内压力反而高于出口压力，于是被输送的介质倒流回泵体内，流量从K点窜向C点，此时管路中的压力下降，流量流向低压，工作点由C窜向D，泵体又重新开始输送流体，直至管路中的恢复之前的压力，工作点从D窜向K，流量再次减少，管道中的介质又产生倒流，工作点又从K窜到C点，如此周而复始，这种循环的频率与系统的振动频率相等，就会引起共振，出现振动超标故障。
昌江核电厂重要厂用水系统泵振动高分析及处理
昌江核电厂重要厂用水系统泵振动高分析及处理重要厂用水系统（SEC系统）的功能是把设备冷却水系统收集的热负荷输送到最终热阱-海水。
每个厂用水系统由两列组成，每一列有两台重要厂用水系统泵（SEC泵），一共4台，SEC泵从鼓网吸收后，直接送往板式厂用水/设冷水换热式器。
厂用水系统具有安全功能，用于长长运行和事故工况下把安全有关建筑物、系统和部件传来的热量输送到最终热阱，对核设施的安全运行具有重要的意义。
海南昌江核电厂SEC泵在调试阶段经常出现振动高的问题，泵组振动值在出跳动，且有运行不稳定的特点，现场技术人员根据之前处理振动经验对泵组振动原因进行了分析，并通过调整出口管道数据，很好的解决了振动问题并为之后的SEC泵组振动高问题处理提供宝贵的经验。
二、泵组结构及基本参数重要厂用水泵为单级、单吸立式离心泵，轴向输入，径向输出。
单泵运行额定流量是3332m3/h，扬程未35m，泵功率为440kW。
三、泵组振动现象分析及处理方法1.振动现象2021年1月22日调试振動测量小组对2*****O进行振动测量，在保证出口压力时，流量为3300m³/h，测量的振动最大值为3.4mm/s，现场在线传感器显示振动值在2.2mm/s—3.4mm/s之间波动，最大值超过泵组振动报警值2.8mm/s，判定设备振动不合格。
在调试过程中发现2*****O振动高，2*****O振动值最大达到3.1mm/s，且有波动，不能满足现场需求。
2.振动原因分析根据现场测振报告，分析泵的主要故障频率仍然为99Hz，根据经验，判断为泵叶片的通过频率。
一般情况下泵承受额外管道应力或水力部件故障会产生该频率。
当泵叶轮中心偏离泵蜗壳中心时，叶轮口环和泵盖口环产生摩擦，也会产生叶片通过频率，并且在结构约束弱的部位或方向表现得特别明显。
2*****O测点2驱动端轴承的V方向连接有出口管道，大于H方向振动，所以驱动端的V端可能受到了额外的应力，有可能是受到了出口管道的应力。
核电站反应堆冷却剂泵的地震响应分析
动 与
冲
击 V o. l 25 N o. 1 2006
J OU RNAL O F V IBRAT I ON AND SHOCK
核电站反应堆冷却剂泵的地震响应分析
周文建
摘 要
1
陈
宏
2
闻邦椿
2
( 1 中国船舶重工集团公司第七一一研究所 , 上海 200011; 2 东北大学 机械工程与自动化学院 , 沈阳 110004) 核电站反应堆冷却剂泵 ( 又称核主泵 ) 是核 岛中的 唯一旋 转核心 设备 , 其运行 的可靠 性与否 直接影响 到
( A ) 17 . 255H z
( B ) 26. 616H z
( C ) 52. 670H z
( D ) 67. 089H z
图 3 结构的部分振型
第一阶振型: 电机底板沿 x 轴方向振动, 泵壳保持 不动 ; 第二阶振型: 电机底板沿 z 轴方向振动 , 泵壳保持 不动 ; 第三阶振型: 泵轴沿 x 方向的弯曲振动 , 同时电机 底板与泵壳有轻微的扭转振动; 第四阶振型: 泵轴沿 z方向的弯曲振动 , 在叶轮处 振幅最大 ; 第五阶振型: 泵轴沿 x 方向的弯曲振动; 第六阶振型: 泵轴沿 z方向的弯曲振动 ; 第七阶振型: 泵轴沿 x 方向的弯曲振动; 第八阶振型: 泵轴沿 z方向的弯曲振动 , 同时电机 底板与泵壳有轻微的扭转振动; 第九阶振型: 泵轴沿 x 方向的弯曲振动 , 同时电机 底板与泵壳有轻微的扭转振动; 第十阶振型: 泵轴在 + x, - z象限与 - x , + z象限 弯曲振动 ; 第十一阶振型: 泵轴在 + x, + z 象限与 - x, - z象 限弯曲振动; 第十二阶振型 : 整个泵体在 y 方向上振动 ; 第十三阶振型 : 泵轴与电机底板在 x 方向的振动, 同时泵体有 y 向的振动; 第十四阶振型 : 电机底板在 z 方向摆动 , 同时泵轴 在 z方向弯曲振动 ; 第十五阶振型 : 泵轴在 y 方向上振动 ;
某核电厂主给水泵振动处理及分析
某核电厂主给水泵振动处理及分析发布时间：2022-07-25T03:02:20.583Z 来源：《中国科技信息》2022年第3月第6期作者：连金彬、张诚、罗刚、王运喜、詹瑜滨、蒋志龙、俞书琪、杨森[导读] 某百万核电机组调试期间主给水泵带载试车过程中A、B、C列均出现了振动问题，为解决这些问题电厂做了大量的排查处理工作，连金彬、张诚、罗刚、王运喜、詹瑜滨、蒋志龙、俞书琪、杨森（中核国电漳州能源有限公司，漳州 363300） 1、简介某百万核电机组调试期间主给水泵带载试车过程中A、B、C列均出现了振动问题，为解决这些问题电厂做了大量的排查处理工作，累计试车次数达20余次，给电厂带来了极大的麻烦。
将此次处理过程总结起来，以供借鉴。
2、背景介绍某核电厂电动主给水泵组的设计功能是将除氧器的水抽出并升压，经高压加热器系统向蒸汽发生器供应品质合格的给水。
正常运行时，两列电动主给水泵组运行，一列备用。
主给水泵由前置泵+驱动电机+液力耦合器+主泵组成，卧式安装。
前置泵和电机之间通过联轴器连接，主泵与电机之间通过液力耦合器连接。
该核电厂在工程调试期间在小流量工况下（流量约1500m3/h）对主给水泵进行带载试车，额度流量为3464.71m3/h，带载试车的转速分别为2500rpm-4600rpm，额度转速为5150rpm。
试验期间主给水泵A、B、C列均出现了大量的振动问题，为解决这些问题电厂做了大量的排查处理工作，因该核电厂主给水泵振动处理步骤较多，选取重要处理步骤进行详细分析，其中主要处理过程如下： 2020年7月20日，某核电厂5号机C列前置泵试车时驱动端壳振轴向振动为7.3mm/s，非驱动端轴振为107μm，振动频谱主要是7倍频且叶轮叶片数为7个，对备件转子部件进行检查发现叶轮叶片尾部宽度为2-3cm，叶片尖端可能会对静止部件隔舌产生冲击，引起水力激振。
将备件返厂进行叶轮修复并进行重新动平衡试验。
8月1日，在更换修复后的备件转子后重新进行带载试车，前置泵非驱动端轴振从107μm下降至27μm和壳振最大值为2.7mm/s，前置泵驱动端壳振从7.3mm/s下降至4.5mm/s，轴振均值约65μm，振动满足要求。
核电站建筑结构的抗震分析与设计
核电站建筑结构的抗震分析与设计核电站是一种重要的能源供应设施，其建筑结构的抗震分析与设计是确保核电站安全运行的重要环节。
本文将对核电站建筑结构的抗震分析与设计进行深入研究，以期为核电站建设提供科学依据和技术支持。
1. 概述核电站作为一种重要的能源供应设施，其安全性是保障国家能源安全和社会稳定运行的关键。
而地震作为一种常见自然灾害，对核电站构成了严峻威胁。
因此，对于核电站建筑结构进行抗震分析与设计显得尤为重要。
2. 核电站地震设计标准在进行抗震分析与设计之前，首先需要了解国内外关于核电站地震设计标准的发展和应用情况。
国内目前采用的地震设计标准主要包括GB 50011-2010《建筑抗震设计规范》以及GB 50011-2010《岩土工程勘察规范》等。
3. 核电站地震荷载计算在进行抗震分析与设计时，首先需要计算并确定核电站所受到的地震荷载。
地震荷载计算是抗震设计的基础，其准确性直接影响到核电站的抗震能力。
地震荷载计算主要包括确定设计地震动参数、确定结构响应谱、进行地震动时程分析等步骤。
4. 核电站结构抗震分析方法核电站建筑结构的抗震分析是确保核电站安全运行的重要环节。
目前，常用的核电站结构抗震分析方法主要包括静力弹性法、准静力弹性法和时程分析法等。
这些方法各有优缺点，应根据具体情况选择合适的方法进行分析。
5. 核电站建筑结构设计优化在进行核电站建筑结构设计时，除了满足抗震要求外，还需要考虑经济性和可行性等因素。
因此，在满足安全性的前提下，对于核电站建筑结构进行优化设计是提高工程质量和节约成本的重要手段。
6. 核电站工程实例本章将以某核电站工程为例，对其建筑结构进行详细介绍和分析。
通过对该工程实例的研究可以更好地了解并应用前述的抗震分析与设计方法。
7. 抗震设计的挑战与发展趋势随着科学技术的不断发展，核电站抗震设计也面临着新的挑战和发展趋势。
例如，随着大型核电站建设的增多，如何应对大型核电站地震荷载、如何提高核电站结构抗震能力等问题都需要进一步研究和探索。
核电用消防水泵的抗震安全及内流场分析的开题报告
核电用消防水泵的抗震安全及内流场分析的开题报告一、研究背景及意义核电站是一类应用高科技、高技术的大型工程，建设、运营及安全管理都非常复杂。
其中，消防水泵是核电站消防安全的重要设备之一，其作用是在火灾发生时为消防系统提供稳定的水源。
然而，核电站所处的地理环境和地质构造较为特殊，设备抗震能力及内流场也直接影响消防水泵的运行稳定性和安全性。
因此，对核电用消防水泵的抗震安全及内流场分析的研究具有重要的工程应用意义。
二、研究目的本课题旨在通过对核电用消防水泵的抗震特性及内流场进行研究，提高其安全性和运行稳定性，从而保障核电站消防安全系统的可靠运行。
三、研究内容1. 消防水泵的抗震分析：通过对核电用消防水泵的结构特点及材料组成进行分析，建立其有限元模型，分析其在地震环境下的结构响应及动态特征。
2. 消防水泵内流场分析：采用计算流体力学方法，对消防水泵的内部流场进行数值模拟，并研究梯度及流动速度等参数对电泵性能的影响。
3. 抗震安全设计：根据分析结果，提出消防水泵的抗震加固措施，实现其在地震发生时的安全运行。
四、研究方法本文采用有限元方法及计算流体力学方法进行消防水泵的抗震及内流场分析。
通过建立合理的模型，进行参数设置、数值模拟及结果分析，探究抗震安全及内流场对消防水泵运行稳定性的影响。
五、研究进度安排1. 第一周：综合文献资料，明确研究目的及内容；2. 第二周：开展消防水泵的抗震分析，建立有限元模型；3. 第三周：对消防水泵内流场进行数值模拟；4. 第四周：分析结果，并提出抗震加固措施；5. 第五周：编写研究报告和答辩准备。
六、预期成果本研究旨在从抗震安全及内流场两方面研究核电用消防水泵，提高其运行稳定性和安全性。
预期成果如下：1. 消防水泵抗震分析报告；2. 消防水泵内流场分析报告；3. 消防水泵抗震安全设计方案；4. 研究论文一篇。
七、参考文献1. 潘建新, 韩晖. 高层建筑火灾消防自动喷水灭火系统研究[J]. 消防科技, 2012, 31(1): 87-90+95.2. 梁鑫, 梁彬. 消防泵房火灾及其防治[J]. 消防科技, 2014, 33(1): 129-131+135.3. 尹志强, 胡小波, 曹菲. 基于有限元法的消防泵房试验模拟分析[J]. 消防科技, 2014, 33(4): 416-419.4. 刘荣平. 消防泵房防震加固技术研究[J]. 建筑材料学报, 2014, 17(5): 869-872.5. 于洪才, 刘宁, 郑金海等. 消防泵房内部流场数值模拟研究[J]. 中国安全生产科学技术, 2015, 11(12): 86-91.。
核电站主泵机组地震响应谱分析及应力评定
２ １年 １ ０１ 月
技
术
Ｖｏ ． ５。Ｎｏ １ ｉ４ ．
Ａｔ ｍ ｉ Ｅｎ ｒ ｙ Ｓ ｉ ｎ ｅ ａ ｄ Ｔｅ ｈ ｏ ｏ ｙ ｏ ｃ ｅ ｇ ｃｅ ｃ ｎ ｃ ｎ ｌ ｇ
Ｊ ｎ ２ １ ａ． ０ １
核 电 站 主 泵 机 组 地 震 响 应 谱 分 析 及 应 力 评 定
周文霞， 张继革， 王德忠
（ 海 交 通 大 学 核科 学 与工 程 学 院 ， 海 ２ ０ ４ ） 上 上 ０２ ０
摘 要 ： 三 维 实 体 建 模 软 件 Ｉｖｎｏ 用 ｎ ｅ ｔｒ建 立 某 核 电站 主 泵 的 三 维 实 体 模 型 。 对 模 型 进 行 简 化 ， 活 运 屁 灵 Ａ ＹＳ的单 元 属 性 和 接触 功能 ， 立 有 限 元 动 力 学 模 型 。通 过 模态 分 析 ， 出 前 １ ＮＳ 建 得 ３阶 固有 频 率 。在 此 基础上 ， Ｓ Ｓ 用 Ｒ Ｓ振 型组 合 法 分 析 多 地 震 谱 、 角 度 下 核 主 泵 的 地 震 谱 响 应 ， 到 了 相 应 的应 力 和 位 移 多 得
响 应 。对 主泵 进 行静 力 学 分析 ， 地 震 动 应 力 与 静 应 力 相 叠 加 ， 析 不 同工 况 下 主 泵 机 组 的应 力 值 按 将 分
Ａ Ｍ Ｅ规 范进 行 校 核 ， 果 表 明 ： 力 值 满 足 标 准 要 求 。 Ｓ 结 应 关 键 词 ： 主 泵 ； 震 响 应 ； 限 元 ； 构 分 析 核 地 有 结
核 主泵是 反应 堆冷却 剂 系统 的主要设 备 和
量 的反应 堆冷却 剂 ， 反应 堆冷却 剂在 反应堆 、 使
压 力边 界 的 设备 之 一 ， 是压 水 堆 核 电厂 核蒸 也 汽 供 应 系统 中要求 长 期 、 连续 运 行 的 一 回路 系 统 中唯一 的旋转设 备 。该设 备用 来输 送规 定流
核电厂设计地震及抗震分析介绍
地基土参数及作用模拟 设计地震动 结构及设备模型化
结构响应
设备响应
地基土参数及地基作用模拟
地基岩土(依赖于地质勘探结果) º 地基特性 - 层状地基(分层情况及厚度) - 均匀地基 º 地基土参数 - 动态弹性模量Ed - 动态剪切模量Gd - 动态泊松比vd - 阻尼比 - 密度
核电厂设计地震及抗震分析 介绍
2007-07-02
主要内容
地震与地震作用 核电厂抗震分析与设计的特点 核电厂抗震分析的基本逻辑与内容 地基土参数及地基作用模拟(SSI效应) 设计地震动 结构/设备模型化
设计地震和抗震设计
地震及地震作用 设计地震和抗震设计 (1)外部荷载、地震作用→结构→结构响应→结构设计。 (2)输入结构响应、其它输入条件→设备→设备响应→设备设计、实验鉴定。
核电厂抗震分析的特点
4、设备的抗震分析与设计问题比土建结构的抗震问题更为突出 - 地震作用对结构设计不构成主导因素 - 设备直接同安全直接相关，而且范围极广，抗震设计的厂址适应性分析的核心对象。
核电厂抗震分析的逻辑
核电厂抗震分析的逻辑
核电厂抗震分析基本内容
围绕下列因素：
核电厂设计地震
设计地震反应谱 - 法规标准谱：RG1.60、HAD101/01（GB50267） - 标准设计谱：AP1000、EPR（EUR）、CPR1000 - 厂址相关谱（Site-specific spectra）
核电厂设计地震
设计地震反应谱的确定
统称标准谱
安全性要求
追求经济性
核电厂设计地震
反应谱(概念)
反应谱 谱——范围 场地上的物项最大反应值的范围 反应谱是通过场地上物项的反应来间接表达场地地震动特征 反映了场地对地震的放大（或消减）效应