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1、第27卷第5期核动力工程Vol.27.No.52006年10月NuclearPowerEngineeringOct.2006文章编号:0258-0926(2006)05-0024-06波动管设计改进对反应堆厂房地震响应的影响分析1,21李忠诚,马兹容(1.广东核电集团有限公司技术中心,广东深圳,518124;2.天津大学建筑工程学院,300072)摘要:为了减轻由于稳压器波动管热分层引起的热疲劳效应及降低安装难度,提出了在M310型压水堆稳压器中加大波动管与主回路夹角的布置改进方案。波动管的布置改进将引起反应堆厂房内部结构布置的改变,对地震响应产生影响。根据设计改进重建结构计算模型
2、,进行抗震分析,并与旧模型的相应结果进行对比,探讨设计改进对反应堆厂房地震响应的影响,为改进方案的论证提供参考。关键词:波动管;设计改进;地震响应中图分类号:TM44文献标识码:A1引言2原设计与改进方案的结构比较对于稳压器波动管的设计,应在满足其功能改进方案中,波动管的设计走向为:在与水o和布置要求的同时,减少其流动阻力和热分层。平轴38夹角方向安装接口弯头与主管道相连,特别是波动管的尺寸及其布置应保证反应堆冷却中间再加一段垂直直管段和弯头与波动管水平段剂系统在进行卸压运行时,减少一回路向稳压器相连。原设计与改进方案对比见图1。由于添加排水的能力。垂直直管段的改进,最终导致稳压器
3、底部标高抬M310型压水堆核电站稳压器波动管以及该高2.7m。其内部结构布置有以下改动:①整个波动管与主回路热管段的连接部位,在设计中采稳压器隔间被抬高2.7m,相应的楼层也抬高取了与水平面夹角为17′的方式进行布置(几乎2.7m;②新增加10.575m、22.700m标高两块楼是水平布置)。由于稳压器流体温度比热管段流体板;③稳压器水平支撑位置由20.00m改为温度高许多,而波动管内流速很小,该布置方式22.70m;④标高29.00m至31.70m之间,增设环容易造成波动管内的“热分层”现象,使其产生墙。内部结构布置的局部改动,将改变结构的动诸如疲劳、局部弯曲应力较大等不利影响。
4、虽然力特性,进而影响地震响应。本文采用新、旧两此设计能满足40年安全运行的要求,但考虑到有种结构计算模型,分别进行地震响应分析。利于电厂延寿的需要,有必要研究在新的工程设计中改进波动管布置方式的可行性。另外,采用3结构计算模型及其动力特性水平布置方式,安装时易形成倒坡及强力组焊现3.1结构模型及参数象,改进其布置方式可以降低波动管安装的难度。M310型压水堆核电站反应堆厂房结构由3目前,有关技术部门提出了在M310型压水大部分组成:筏板基础、安全壳结构、内部结构。堆稳压器中加大波动管与主回路夹角的布置的初厂房结构采用集中质量-梁单元模型来模拟,结构步改进方案。本文采用新、旧两种结构
5、计算模型,的质量和转动惯量均集中在各节点上,而两相邻分别进行地震响应分析,并对其结果进行比较,节点间的几何惯性矩和剪切面积则由连接节点的以探讨波动管设计改进对地震响应的影响。梁来表达,并且结构模型在2个水平方向对称。收稿日期:2005-05-07;修回日期:2005-08-11李忠诚等:波动管设计改进对反应堆厂房地震响应的影响分析25图2反应堆厂房模型Fig.2ModelofReactorBuilding备的质量和1/5活荷载集中到节点;②对于2层楼板之间的墙体,其质量由两相邻节点分摊;③对于主要的设备,将其质量分到不同的节点,使图1波动管布置示意图设备重心与实际情况相符。Fig.
6、1SchematicDiagramforArrangementsofSurgeLinePiping对每一节点,转动惯量由下列3部分组成:①与节点相应楼板的下部墙体1/2质量产生的转计算模型如图2所示,图中节点号为1~12,梁单动惯量;②楼板本身和所支承设备质量产生的转元编号为①~○11。动惯量;③与节点相应楼板的上部墙体1/2质量梁单元的主要参数为:①截面抗弯惯性矩;产生的转动惯量。②截面抗扭惯性矩;③竖向承压截面面积;④剪根据上述规则,内部结构布置改动后,需对切面积。模型参数进行重新分析。根据有关计算,内部结在模型简化中,需考虑的质量包括:混凝土构局部改动后对梁单元的影响很小,主
7、要变化体和钢结构的自重;正常运行工况下的固定设备;现在内部结构的节点10、11、12上,其质量和转正常运行工况下的运行荷载代表值(一般取设计动惯量需重新分配。显然,安全壳结构参数保持活荷载的1/5)。具体而言,将质量集聚到节点的不变。新、旧模型的节点参数对比见表1。结构规则如下:①对于楼板,将楼板及其所支撑的设材料性能参数见表2。表1节点质量及转动惯量Table1NodalMassandMomentofInertia362质量/10kg转动惯量/10kg·m节点序号J
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