核二级手动截止阀的抗震分析
核电厂核2级承压管道抗震设计规范对比分析
核电厂核2级承压管道抗震设计规范对比分析白文婷;戴君武;冯国忠;荣峰【期刊名称】《核动力工程》【年(卷),期】2011(32)5【摘要】RCC-M、ASME(2007版)及GB 50267-97为目前核电厂设备、系统、部件设计所遵循的主要技术标准,3者对核电厂部件的分级基本相当,在核2级承压管道设计方面的规定内容相似但不完全相同。
在地震输入方法上,GB 50267-97、ASME(2007版)及RCC-M基本相同,GB 50267-97中硬土场地的水平向标准反应谱相对偏于安全。
RCC-M规范侧重压力的影响,而GB 50267-97和ASME(2007版)规范更侧重考虑自重及地震等偶然荷载的影响,在D级评定准则条件下,RCC-M 相对于GB 50267-97和ASME(2007版)的规定保守。
实例分析表明,在压力不大且应力增加系数相同的情况下,GB 50267-97、ASME(2007版)的评价准则较RCC-M偏于安全,而支管连接的应力增加系数GB 50267-97、ASME(2007版)比RCC-M小得多。
【总页数】6页(P59-63)【关键词】核电厂;管道设计;抗震设计;规范;对比【作者】白文婷;戴君武;冯国忠;荣峰【作者单位】中国地震局工程力学研究所;中国核电工程有限公司河北分公司;中核第四研究设计工程有限公司【正文语种】中文【中图分类】P315.9【相关文献】1.关于对承压设备管子及压力管道环向对接接头射线检测时对比试块运用的几点疑义 [J], 刘毅2.核电厂核级承压设备对铁素体材料的断裂韧性基本要求 [J], 宁冬;姚伟达3.压水堆核电厂核辅助系统及二回路系统管道在役检查 [J], 徐国飞4.国家核安全局关于印发《关于执行〈民用核承压设备安全监督管理规定〉中有关问题的说明》和《民用核承压设备资格许可证持证单位报告制度》的通知国核安发（2005]41号 [J],5.承压设备管子和管道环向对接接头的超声检测用对比试块 [J], 马伟因版权原因，仅展示原文概要，查看原文内容请购买。
核二级高CV值铸钢旋启式止回阀的研制
４阀门应力计算和抗震分析 ．
１ ）阀门样机 能承受核 电厂 寿命期 内的设 计载荷和 使用载荷 。并能保持压力边界完整和不丧失功能。 ２ ）应 力分析 的计算 范围和要 求符合Ｒ Ｃ— 的规 Ｃ Ｍ
定 ，满足 《 设计任务书》规定 。
３ ）对 阀门整机进行 了 自振频率 的分 析 ，确保 阀门 自振频率大干３ Ｈ ， ３ ｚ ， ４ ）以等效静 力法按设 计压 力＋自重＋ 动载荷 ＋ 驱动
力的载荷组合进行了抗 震分析 。 ５ ）通过严格 的计算对 阀门结构优化 ，控 制阀门重
图２ 内挂式结构
１ 螺栓 ２垫圈 ３ ． ． 压板 ４ 支架 ５阀体凸台 ６ ． ． 摇标 ７销轴
漏 。阀瓣和摇杆 的连接 采用锁 紧垫片＋ 紧螺 母＋ 丝 锁 钢
图１全开启状态
结构， 结构 简单 ，防松效果好 。在 阀瓣与摇杆之间有合
理 间隙，保证 阀瓣与摇杆可以稍微摆动 ，补偿加 工和装
（）内挂式 传统旋启式止 回阀采用的结构是阀 ３ 体 上钻孔 ，穿销 轴 固定摇杆 。 由于该 样机 为核二级 阀
际通径 ：Ｄ ０ Ｎ４ ０
４ ７６ ２２ ）００Ｔ ０ 管道、阀ｆａ设备管嘴焊接接头形 ｑ￣ ｎ
式和尺寸要求》 。
际 压力 ：２ ａ ＭＰ
垒等级 ：２ 级
５ Ｎ Ｉ １． （ 电站动力操作能动阀门装置功 ）Ａ Ｓ Ｂ ６ １（ ４ 核
能鉴定 。
嚣 要求 ：１ Ａ 呆 要求 ：Ｑ ｌ 乍 ． 温度 ：１０ ２￣ Ｃ
图３ 唇边焊
（ ）有 吊耳 阀盖 设计 吊耳 ，方便搬运时起 吊阀 ６
门。
２阀门内件结构 ．
密 封 面堆 焊硬 质 合金 ，阀座 密封 面 设计 为５ 。斜
核电抗震研究综述
第一章核电设备抗震设防及次生灾害1.1核电抗震设备分类1.1.1安全等级核电设备的安全等级可分为四级，即安全一级、安全二级、安全三级和安全四级。
（1）安全一级安全一级主要包括组成反应堆冷却剂系统承压边界的所有部件。
安全一级包括反应堆冷却剂系统中主要承压设备：反应堆压力容器、主管道以及延伸到并包括第二个隔离阀的连接管道（内径大到破损后正常补水系统不能补偿冷却剂的流失）、反应堆冷却剂泵、稳压器、蒸汽发生器的一次侧和控制棒驱动机构的壳体。
安全一级设备选用的设计等级为一级，质量为A组。
美国联邦法规规定，必须按实际可能的最高质量标准来设计、制造、安装及试验。
具体地说应符合美国机械工程师协会（ASME）规范第Ⅲ篇（核动力装置部件）第一分册中关于一级设备的规定。
（2）安全二级安全二级主要指反应堆冷却剂系统承压边界内不属于安全一级的各种部件，以及为执行所有事故工况下停堆、维持堆芯冷却剂总量和排出堆芯热量及限制放射性物质向外释放的各种部件。
例如如下一些部件：1）反应堆冷却剂系统承压边界部件中非核一级设备和部件：余热排除系统、安全注入系统及安全壳喷淋系统等。
2）构成反应堆安全壳屏障的设备和部件：安全壳及隔离贯穿反应堆厂房的流体系统的阀门和部件，二回路系统直至反应堆厂房外第一个隔离阀的部分，安全壳内氢气控制监测系统及堆芯测量系统的设备和部件。
（3）安全三级安全三级主要指下述一些系统的设备：为控制反应性提供硼酸的系统；辅助给水系统；设备冷却水系统；乏燃料池冷却系统；应急动力的辅助系统；为安全系统提供支持性功能的设施（例如燃料、压缩空气、液压动力、润滑剂等系统设施）；空气和冷却剂净化系统；放射性废物贮存和处理系统。
（4）安全四级安全四级核岛中不属于安全一、二、三级的设备为非核安全等级。
但非核安全级的设备设计制造应按非核规范和标准中较高的要求执行，必要时，还应附加与安全的重要性相适应的补充设计要求。
两个不同安全等级的系统的接口，其安全等级应属于相连系统中较高的安全等级。
核电厂抗震设计规范(1)
核电厂抗震设计规范1. 引言核电厂是一种重要的能源设施，其安全性和可靠性至关重要。
抗震设计是保障核电厂运行安全的重要措施之一。
本文档旨在制定核电厂抗震设计规范，以确保核电厂在地震发生时能够安全稳定地运行。
2. 设计目标核电厂抗震设计的目标是保证设施在地震发生时不受到破坏，并确保其功能不受影响。
具体设计目标包括：•核电厂主要设施的稳定性和完整性保持，不发生结构崩塌。
•确保核电厂的安全系统能够正常工作并保障人员安全。
•减少地震对核电厂运行的影响，并确保系统能够恢复正常操作。
3. 设计基准核电厂抗震设计应基于地震工程学的原理和规范。
设计应参考国家和国际标准，如国家地震设计标准和核电行业的技术规范。
设计基准应包括以下内容：•设计地震烈度等级和频谱加速度值。
•核电厂的基本设计参数，如结构类型、高度、质量等。
•地震作用分析的方法和准则。
4. 设计原则核电厂抗震设计应遵循以下原则：•结构强度应满足设计基准，能够承受设计地震作用。
•结构应具备良好的变形能力和抗震能力，能够吸收地震能量。
•设备和管道系统应考虑地震作用对其的影响，采取相应的加固和抗震措施。
•系统的复杂性和可靠性要求应考虑到地震作用。
•人员疏散和安全系统应具备抗震能力。
5. 设计要求在设计核电厂抗震能力时，应满足以下要求：5.1 结构设计要求•结构设计应满足承载能力和刚度要求，确保结构的安全性和稳定性。
•结构应采用合理的构件和连接方式，以保证结构的整体性和稳定性。
•结构材料的选择和使用要符合相关标准和规范。
5.2 设备和管道系统要求•设备和管道系统应设计为能够抵御地震力量的稳定结构。
•设备和管道系统应采用适当的加固和隔震措施，以减少地震对其的影响。
5.3 人员疏散和安全系统要求•核电厂应设置合理的疏散通道和紧急出口，确保人员在地震发生时能够安全疏散。
•安全系统应具备自动启动和动力供应的能力，确保核电厂的安全工作。
5.4 抗震设备要求•核电厂应配备防震设备，如隔震台、减震器等，以减少地震对设备和结构的影响。
某核电用快速接头抗震特性分析
某核电用快速接头抗震特性分析核电是一项关系国家能源安全和经济发展的重要工程，而快速接头作为核电站中的重要组件之一，对核电运行的安全性和可靠性起着至关重要的作用。
因此，对核电用快速接头的抗震特性进行分析对于核电站的安全性评估和设计具有重要意义。
首先，快速接头作为核电站中输电连接的关键部件，其抗震特性是衡量其能否在地震中保持稳定运行的重要指标。
在地震中，地震波会激发出一系列振动波通过土壤传递给快速接头，因此，快速接头的抗震特性必须能够承受地震产生的各种动力作用，并保持稳定性。
对于一个快速接头的抗震特性分析，主要包括以下几个方面。
首先，需要分析快速接头在地震波作用下的应力和变形分布情况。
通过有限元方法，可以建立一个包含快速接头的物理模型，并将地震波作为边界条件施加在模型上，通过模拟计算可以得到快速接头在地震波作用下的应力和变形分布情况。
这可以帮助我们了解快速接头在地震作用下承受的力量和变形程度，为进一步的抗震设计提供参考依据。
其次，需要分析快速接头的动力性能。
快速接头在地震中是一个具有自由度的体系，其在地震波作用下会出现振动现象。
通过分析快速接头的固有频率和振型，可以了解到其在不同振动频率下的特性，例如共振频率等。
这有助于我们判断快速接头是否会因为地震波的激励发生共振，并提供抑制共振的设计参考。
此外，结构的层间转动和滑动性能也是快速接头抗震特性的重要内容。
在地震中，结构的层间转动和滑动是常见的现象，因此，快速接头需要具备一定的转动和滑动性能以避免局部破坏和结构崩塌。
通过对快速接头的材料力学性能和几何结构进行分析，可以评估其在地震激励下的转动和滑动性能，提供更好的结构设计。
最后，需要对快速接头的疲劳特性进行分析。
在地震中，地震波的反复激励会给快速接头产生较大的应力和变形，从而导致疲劳破坏。
通过对快速接头的材料疲劳性能、载荷情况和工作时间的综合分析，可以预测快速接头在地震反复激励下的疲劳寿命，并提供疲劳寿命的评估和维护建议。
核电止回阀的流场分析与结构优化
核电止回阀的流场分析与结构优化核电止回阀的流场分析与结构优化随着核电技术的不断发展和应用，核电阀门作为关键的安全设备在核电站中发挥着重要的作用。
核电站的核反应堆在正常运行时需要通过阀门进行介质的控制和调节，同时在异常情况下需要保证系统的安全性和可靠性。
其中，核电止回阀作为一种特殊的阀门，在核电站中具有重要的作用。
本文旨在通过对核电止回阀流场分析和结构优化的研究，为核电站阀门的设计与制造提供参考与指导。
首先，对核电止回阀的流场进行分析。
核电止回阀是一种用于单向流动的阀门，其目的是防止介质的逆流。
通过对核电站工作过程中介质流动状态的研究，可以发现在正常运行情况下，介质从高压侧流向低压侧，而在逆流情况下，需要阀门能够迅速关闭。
因此，核电止回阀的设计应考虑介质流动的特性，确保介质在逆流时能够迅速关闭，从而保证系统的安全性。
其次，对核电止回阀的结构进行优化。
核电止回阀的结构应能够满足高温、高压和辐射环境下的要求，同时具有结构简单、密封性好、耐腐蚀等特点。
在流场分析的基础上，优化核电止回阀的结构可以提高阀门的性能和可靠性。
例如，通过改变阀瓣的形状和材料，可以改善流动阻力和密封性能，提高阀门的工作效率；通过优化阀瓣的结构和连接方式，可以减小介质流动时的振动和压力波动，提高阀门的稳定性。
最后，总结与展望。
核电止回阀在核电站中的应用至关重要，对核电站的运行安全和系统可靠性具有重要影响。
通过对核电止回阀流场分析和结构优化的研究，可以提升阀门的工作效果和可靠性，从而提高核电站的安全性和经济性。
未来的研究可以进一步深入，包括不同介质下的流场分析、新材料和新工艺的应用等，以提高核电止回阀在核电站中的应用价值和技术水平。
综上所述，核电止回阀的流场分析与结构优化对核电站阀门的设计与制造具有重要意义。
通过对流场的分析和结构的优化，可以提高核电止回阀的性能和可靠性，在核电站的安全运行中发挥着重要作用。
未来的研究可以进一步深化，以推动核电止回阀技术的发展与创新综上所述，核电止回阀的流场分析与结构优化对核电站的安全性和可靠性具有重要意义。
核二级上装式电动球阀的研制
一
阶频率 高于３ Ｈ 时 ，可 用等效静 力法计 算 。Ｏ Ｅ ３ｚ Ｂ 地
图５ 阀门管道方向的基阶振型 （ 向）
震 ：３２ ． ｇ，Ｓ Ｅ Ｓ 地震 ：４ 。 ． ４ ）接管 载荷 。接管 载荷大 小见表 ３ 为推 力 ， ，Ｐ 为 剪力 ， 为弯矩 ， 为扭矩 。 表３ 接管载荷
１８． ９７ ＧＭ
（ 收稿 日 ：２ １／ ／０ 期 ０ ２ ２１） ０
Ｇ Ｍ 通 用 椰 麓 ２１年 第７ ｗ ｗ． ｘ ｏｌ ０２ 期 ｗ ｅ ． ｒ ｃ ｌ
电 力 通 用 机 械
ＧＭ ｌｃｒ ｏ ｅ ｉ ＥｅｔｉＰ ｗ ｔ ｎ ｃ ＊
三 执行标准
阀门设 计制造 过程 中执 行下 列标准 ：Ｒ Ｃ Ｍ压 Ｃ 水堆 核 岛机械设 备设计 和建造 规则 （０ ０ 及２０ ２ ２０ 版 ０２１ ＂ 遗 ） ， Ｃ—Ｅ 水堆核 岛电气 设备 设计 和建 造规 则 ＲＣ 压 （９３ ） ， Ｃ Ｐ 压水堆核电站系统设计和建造规 １９版 Ｒ Ｃ— 则 （９ １ １９ 版及１９ 修订 ）， Ｓ ＭＥ 核 电厂能动 ９５ Ａ ＭＥＱ 一１ 机械设备的鉴定要求 （０２ ）， Ｓ １． 法兰 、 ２０ 版 Ａ ＭＥＢ ６ ４ ３ 螺纹和焊接端连接的阀门 ，Ａ ＭＥＢ ６１ 阀门结构长 Ｓ １． ０ 度 ，ＩＥ ｔ ３２ Ｅ Ｅ Ｓｄ ８安全级 阀门驱动装 置鉴 定标 准 （９６ １９
地 震 ＋ 道破 裂 载荷 管
Ｂ Ｂ
图３ 阀门有限元模型
（）应 力准则 根据Ｒ Ｃ Ｍ２０ ３０的规定 ， ２ Ｃ － ００ ３０ Ｃ 核安全 二级设备采用最大应 力理论 进行评论 ，其应力限
核电厂抗震设计规范 (2)
核电厂抗震设计规范引言核电厂是一种重要的能源设施，其安全性和稳定性对于保障公众安全至关重要。
地震是一种严重的自然灾害，可以对核电厂造成严重的破坏和事故风险。
因此，核电厂的抗震设计规范至关重要。
本文将介绍一些核电厂抗震设计规范的要点，旨在提高核电厂的抗震能力，减少地震事故的发生。
地震荷载计算地震荷载是指地震发生时，地震对建筑物产生的作用力。
在核电厂抗震设计中，必须准确计算地震荷载，以保证核电厂在地震发生时的安全性。
设计地震参数设计地震参数是指在核电厂抗震设计中所使用的地震参数，包括地震烈度、地震短周期加速度、地震长周期加速度等。
这些参数是根据当地地震地质条件和历史地震数据来确定的。
设计地震参数的准确性是核电厂抗震设计的基础。
地震荷载计算方法地震荷载的计算一般采用静力分析法或动力分析法。
静力分析法适用于简单的结构系统，动力分析法适用于复杂的结构系统。
在核电厂抗震设计中，常常采用动力分析法，通过建立结构的数学模型，利用计算机模拟地震波传播和结构的响应过程，计算地震荷载的大小和作用方向。
结构抗震设计核电厂的抗震设计的主要目标是确保核电厂能够在地震发生时保持稳定，并尽量减小破坏程度。
结构抗震设计包括结构设计和材料选用两个方面。
结构设计要点核电厂的结构设计要满足以下要点：1.结构应具有足够的刚度和强度，能够承受地震荷载的作用。
2.结构应采用适当的支撑形式，以降低地震对结构的作用。
3.结构应设计为能够抵御地震破坏的形式，例如采用韧性设计。
4.结构应具有良好的抗侧向力能力，能够减小地震引起的偏心力。
材料选用要点核电厂的材料选用要满足以下要点：1.结构材料应具有足够的强度和韧性，能够抵御地震荷载的作用。
2.结构材料应具有良好的抗震性能，能够减小地震引起的动态应变。
3.结构材料应具有良好的耐久性和抗腐蚀性，以确保核电厂的长期安全运行。
设备抗震设计核电厂的设备抗震设计是指核电厂设备在地震发生时能够保持稳定，不产生危险或影响核电厂的安全性。
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书山有路勤为径，学海无涯苦作舟
核二级手动截止阀的抗震分析
1、概述在核电站各系统中，承担、支持核电厂基本安全功能或具有防止、缓解事故功能的阀门被定为核安全级阀门。
根据国家核安全法规，核安全
级阀门在抗震分类中均应列为抗震Ⅰ类，采用SL-2 地震载荷( 极限安全地震载荷) 进行设计和论证。
在核级阀门抗震设计过程中，需要对地震载荷下阀门结构进行详细的应
力分析和评价，校核其压力边界的完整性。
通常采用的根据规范中的标准算
法、阀门主要设计参数安全等级核二级，公称通径( mm) 10；设计压力( MPa) 18；设计温度( ℃) 350；主要材料A182 F321；质量( kg) 2. 45；外形尺寸( mm) 140 乘以60 乘以200
3、载荷组合及评定准则分析中所考虑的载荷主要包括内压、自重接管载
荷和地震载荷。
(1) 内压
内压作用于阀体、阀体连接件和阀盖内表面上。
同时，在阀盖与阀杆螺
母相连接的螺纹面上沿阀杆轴向施加内压对阀杆产生的力载荷。
(2) 自重
阀内的介质和附加结构的质量等效到阀体、阀体连接件和阀盖上。
(3) 接管载荷
在阀体进口端面施加固定约束，在阀体出口螺纹面施加管口载荷。
(4) 地震载荷
分为运行基准地震(OBE) 和安全停堆地震(SSE) 。
对于安装在管道上的
阀门，SSE 加速度反应谱的峰值加速度为4.5g，OBE 取SSE 的1 /2。
根据。