核电站辅助过滤器壳体设计

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1、2013年12月洁净s空调技术CC＆AC第4期核电站辅助过滤器壳体设计河南核净洁净技术有限公司曲艳阳付慧杰摘要以开发出适合我国压水堆核电站的辅助过滤器来代替进口产品为背景，以核电站蒸汽发生器排污系统中过滤器壳体为设计对象，按照常规设计法，遵循GB150．2011，对过滤器壳体依次进行了筒体、封头、进出水接管及壳体开孔补强和法兰密封设计。最后将所设计的壳体导入有限元分析软件ANSYS11．0进行强度验证，结果表明其强度满足要求。关键词辅助过滤器；常规设计法；壳体设计；有限元分析DesignationofAuxiliaryFilterHousi

2、nginTheNuclearPowerStationQuYanyangandFuHuijieAbstractBasedonthebackgroundthatauxiliaryfiltersweredevelopedtoapplytoPWRinChinainsteadofimportedproducts，thispapermadethefilterhousingsasdesigningobjectsforPWRsteamgeneratorblowdownsystem．Accordingtotheconventionaldesignmethod

3、thecylinder，thehead，theinandoutwaterpipe，theshellopeningreinforcementandflangesealingweredesignedinturnintermsofGB150—2011．Atlast，theabove—designedresultswereimportedANSYS11．0forintensityexaminationandtheanalysis’resultsprovedthatthedesignationmeettherequirements．KeywordsA

4、uxiliaryfilters；Theconventionaldesignmethod；Thehousingdesignation；Finiteelementanalysis0引言及设备运行安全性，以技术规格书中过滤器工作条在核电站中，辅助过滤器主要用于核岛系统件作为设计输入，重新对其进行设计计算。的一回路主要辅助系统和放射性废物处理系统，以1核电站辅助过滤器设计计算方法及个别的常规岛系统。压水堆核电站与其它类型核电站一样，在运行期间，不可避免的会产生放射性根据各项机组辅助过滤器技术规格书，确定气体、液体、固态废物。放射性废物处理系统的主首

5、期目标产品为带固定螺栓和齿轮箱、远程操作的要功能，就是在排放到环境和最终处置前，对这些非核级16立式过滤器。压力容器设计计算方法放射性废物进行收集、贮存、转型和处理，以避免有常规设计法和分析设计法。依技术规格书中制造对周围环境造成放射性污染【”。目前，压水堆核电规范非核级压力容器设计和制造应遵守GB150的要站的辅助过滤器几乎全靠进口，因此开发出适合我求，本设计拟遵循GB1502011采用常规设计法开国压水堆核电站的辅助过滤器代替进口产品，具有发设计出符合要求的过滤器壳体【。同时为验证设计结果可信性本设计采用有限元分析软件ANSYS很重大的

6、意义。11．0对容器进行强度验证，保证结果安全性【3-51。据目前供应核电站辅助过滤器的厂家A、B现有资料分析，其同种规格过滤器产品主要部件外形2核电站辅助过滤器壳体设计尺寸及地下安装尺寸位置基本一致，两者最大的差文章重点设计核电站蒸汽发生器排污系统中的别在于壳体壁厚不同。为确保本项目设计的准确性过滤器分离容器，根据技术规格书得设计过滤器壳体所涉及参数如下：$曲艳阳，女，l980年12月生，硕士研究生，工程师流体种类：排污水；450001河南省郑州市高新技术开发区金梭路23号l8738177291最大工作压力：1．6MPa；E—mail：q

7、uyanyang2008@163．com．一最高工作温度：80℃；收稿日期：2013．09—25最大流量：70t／h；100．2013：设计寿命：40年；肇厚附加值c指钢板腐蚀裕量c^和钢板厚度负容器直径：16”(即：406．4mm)：偏差C。考虑腐蚀裕量是为了防止容器元件由于选择材料：00Cr19Ni10；腐蚀、机械磨损而导致厚度的削弱减薄。通常该值设计规范：GB150—2011。是由预期的容器使用寿命和钢板的腐蚀速率来确定的。参考《化工容器及设备简明设计手册》中表《金属耐蚀性十级标准》耐蚀性类别为耐蚀一栏数据，按该档耐蚀最大值考虑，即取

8、腐蚀速率0．1mm／年。容器使用寿命40年，可得腐蚀裕量C=4．0mm。查表13．2的钢板厚度负偏差得C，=0．63mmt6】。计算将各值卡}j加并圆整可得简体名义厚度。●1按照