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Nuclear Science and Technology 核科学与技术, 2021, 9(2), 39-43Published Online April 2021 in Hans. /journal/nsthttps:///10.12677/nst.2021.92005核设施安全级离心风机的相似法抗震鉴定张振兴，黄婧，吴静国防科工局核技术支持中心，北京收稿日期：2021年3月7日；录用日期：2021年3月29日；发布日期：2021年4月9日摘要核设施中的能动机械设备结构复杂、零部件装配要求高，在安全停堆地震下不仅要保证其结构完整性，还可能要保持其可运行性。
近年来，借助已鉴定样机通过相似法开展待鉴定样机的抗震鉴定由于时间短、花费少，受到设计单位、制造单位、营运单位和监管部门的高度关注。
本文论述了采用相似法抗震鉴定的基本要求、补充分析评定的评定准则，并结合安全级风机的主要失效模式给出了采用相似法和补充分析法进行抗震鉴定的示例。
关键词能动机械设备，风机，抗震鉴定，相似法Seismic Qualification of Centrifugal Fan Used in Nuclear Facilities by Similarity AnalysisZhenxing Zhang, Jing Huang, Jing WuNuclear Technology Support Center, State Administration of Science, Technology and Industry for NationalDefense, BeijingReceived: Mar. 7th, 2021; accepted: Mar. 29th, 2021; published: Apr. 9th, 2021AbstractDue to the complex structure and high assembly requirements of the active mechanical equipment used in nuclear facilities, it is necessary to ensure its structural integrity and maintain its opera-bility under the safe shutdown earthquake. With the help of the identified prototype, the seismic evaluation of the prototype to be evaluated by similarity method is highly valued by the design unit, manufacturing unit, operation unit and supervision unit due to its short time and low cost.张振兴等This paper discusses the basic requirements of seismic appraisal by using similarity method and the evaluation criteria of supplementary analysis. Combined with the main failure modes of safety grade fans, an example of seismic appraisal by using similarity method and supplementary analy-sis is given.KeywordsActive Mechanical Equipment, Centrifugal Fan, Seismic Qualification, Similarity Analysis Array Copyright © 2021 by author(s) and Hans Publishers Inc.This work is licensed under the Creative Commons Attribution International License (CC BY 4.0)./licenses/by/4.0/1. 引言核设施中的能动机械设备是指包含运动部件，且通过运动部件的机械运动(或停止机械运动)执行规定功能的机械设备[1]，典型的包括泵、控制棒驱动机构、风机、阀门等。
核设备抗震鉴定试验指南核设备的抗震鉴定试验是为了评估核设备在地震条件下的抗震能力，确保核设备在发生地震时能够安全运行。
本文将介绍核设备抗震鉴定试验的指南，包括试验的目的、试验方法和试验结果的评估。
一、试验目的核设备的抗震鉴定试验的目的是评估核设备在地震条件下的抗震能力，包括核设备的结构、材料、连接件等的抗震性能。
试验结果将用于核设备的设计、改进和评估，以确保核设备在地震发生时具备足够的安全性。
二、试验方法1. 试验前准备在试验前，需要进行详细的试验计划编制，确定试验的目标、试验方案和试验装置。
同时，还需要对试验设备进行检查和校准，确保试验设备的正常运行和准确度。
2. 试验装置核设备抗震鉴定试验需要使用合适的试验装置，包括地震模拟装置和核设备模型。
地震模拟装置可采用振动台或地震模拟器，用于模拟地震条件下的振动。
核设备模型则是对实际核设备的缩小模型，用于进行试验。
3. 试验参数在进行试验前，需要确定试验的参数，包括地震波的频率、振幅和持续时间等。
这些参数应根据实际地震情况和核设备的设计要求进行确定。
4. 试验过程试验过程中，需要将核设备模型放置在地震模拟装置上，并进行相应的振动。
试验时应按照试验计划确定的参数进行操作，并记录试验过程中的数据，包括振动加速度、振动速度等。
5. 试验结果评估试验结束后，需要对试验结果进行评估。
评估时应根据试验数据分析核设备的振动响应，包括位移、加速度等，并与设计要求进行比较。
如果核设备的振动响应超过设计要求，则需要进一步优化设计或采取其他措施。
三、试验结果的评价根据试验结果的评估，可以对核设备的抗震能力进行评价。
评价时需要考虑核设备的结构、材料、连接件等因素，并根据试验数据进行分析。
如果核设备的抗震能力满足设计要求，则可以认为核设备具备足够的安全性；如果不满足设计要求，则需要进一步改进设计或采取其他措施。
核设备的抗震鉴定试验是确保核设备在地震条件下能够安全运行的重要手段。
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。
书山有路勤为径，学海无涯苦作舟核安全级安全阀抗震应力分析与评定介绍了安全阀抗震分析的通常步骤。
利用ANSYS 软件计算了核安全级弹簧式安全阀在地震工况下的三维应力分布, 根据ASM E 锅炉和压力容器规范进行了完整性评定。
1、概述核安全级安全阀是核电站中重要的安全设备之一, 用以防止系统压力超过允许的极限, 确保系统安全运行。
随着第三代核电站的建设, 对核安全级安全阀的设计和制造提出了更高要求。
安全阀必须能够承受包括地震载荷在内的组合载荷, 并且不会发生破坏或失稳, 从而满足结构完整性和功能要求。
随着计算机仿真技术的快速发展, 利用有限元软件构建阀门三维模型, 进行各种工况下的结构完整性分析技术已经日趋成熟, 并已经得到了广泛的应用。
本文以某型号核安全二级弹簧式安全阀为例, 利用ANSYS 11.0 软件进行了安全阀的模态频率计算和应力分析, 并根据ASME 锅炉和压力容器规范对安全阀在地震工况下的结构完整性进行了应力评定。
2、分析方法为了保证安全阀在使用期限内能够安全运行,必须进行抗震分析, 检验阀门各部位是否有足够的强度和刚度。
通常考虑运行基准地震(Operating Basis Earthquake, OBE ) 和安全停堆地震( Safe Shutdown Earthquake, SSE) 两类地震载荷。
抗震分析通常可分为建立模型(合理简化安全阀结构部件, 建立能准确反映其动力特性的有限元模型) 、频率计算(计算安全阀的自振频率, 假如该阀门最低自振频率大于33Hz, 则在应力计算时可采用等效静力法。
假如小于33Hz,则必须采用动力法) 、应力计算(根据相关标准及阀门实际工况, 确定边界条件及载荷组合。
利用有限元软件进行各种工况下安全阀的应力分析, 特别是关键。
陈一伟，黄炳臣，沈伟，等.核级设备抗震分析中螺栓应力的评定方法［J］.核安全，2020，19（6）：108-110.Chen Yiwei，Huang Bingchen，Shen Wei，et al.Evaluation Method of Bolt Stress in Seismic Analysis of Nuclear Grade Equipment［J］.Nuclear Safety，2020，19（6）：108-110.核级设备抗震分析中螺栓应力的评定方法陈一伟，黄炳臣，沈伟，石红*，张强升（生态环境部核与辐射安全中心，北京100082）摘要：抗震分析作为抗震鉴定的一种方法，广泛应用于核电厂各类设备的安全评价中。
目前，由于核级设备的螺栓应力校核方法不一，采用的标准也不同。
本文基于ASME和RCC-M标准，针对采用不同核安全标准设计的核级设备和不同位置的螺栓，提出了应力评定方法及评判依据，对核级设备的抗震分析具有借鉴意义。
关键词：抗震分析；螺栓；评定中图分类号：TM623.4文章标志码：A文章编号：1672-5360（2020）06-0108-03抗震鉴定作为核安全设备鉴定的一部分，对民用核安全设备的安全运行具有至关重要的作用。
核级设备的抗震鉴定一般可采用抗震分析、抗震试验、分析与试验相结合的方法。
目前，抗震分析作为抗震鉴定的一种方法，广泛应用于核电厂各类设备的安全评价中。
螺栓是连接核电厂各设备的重要部件，螺栓的安全关系到整个核级设备乃至整个核电厂的安全。
因此，对不同工况及不同位置的螺栓进行准确的刚度和强度分析对保证核电厂安全稳定运行具有重要意义［1-3］。
近年来，国内外学者在核级设备连接螺栓的强度研究方面进行了不少研究。
张续钟等人［4-6］研究了螺栓预紧力确定的方法，给出螺栓装配预紧力的计算方法；季同盛、崔赪昕等人［7-9］通过有限元方法分析了螺栓连接结构强度。
但大多数分析主要针对承压部件及关键设备，对紧固螺栓的评定采用的评定标准和方法不一，甚至很多抗震分析中忽略了对紧固螺栓的评定。
核安全建构筑物抗震分析方法研究摘要：核安全建构筑物抗震设计与普通民用建筑存在差异，设防标准与分析方法均不相同。
本文对核安全建构筑物的抗震分析全过程进行总结，针对抗震分析方法、模态分析、土结相互作用、模态组合以及方向组合等方面提出分析要点和注意事项，得到了核安全建构筑物抗震分析的标准流程。
关键词：抗震分析；土结相互作用；模态组合；方向组合1 概述核安全建构筑物抗震设计与普通民用建筑存在差异，设防标准与分析方法均不相同。
抗震I类物项抗震分析中考虑SL-1及SL-2地震工况，按《核电厂抗震设计标准》（GB 50267-2019）及《核电厂厂房设计荷载规范》（NB/T 20105-2019）的规定进行工况组合。
抗震分析用的分析方法在HAD102/02附件A中的规定为三种：时程法、反应谱法、等效静力法。
前两种属于动力法，结构整体计算的地震分析采用反应谱法计算。
结构与基础相互作用效应，用3D有限元模型和阻抗函数（弹簧）来分析。
2模态分析模态分析采用的特征方程为：[K]-ω2[m]=0特征方程的特征根对应于自振频率ωi，特征方程的特征向量对应于系统的振动形状，也就是振型X ij。
模态计算的振型数阶数要足够，以便在地震频率范围内得到合乎规律的模态振型。
若有效模态质量的总和至少能代表整个构筑物总质量的90％，则计算的模态数量就是足够的。
但对于部分核安全建构筑物，即使算到几百阶模态，振型数仍无法达到90%，部分结构就是无法激振起来，那么就需要采取其他方法近似考虑这部分振型。
参考HAD 102/02中附录B.3.3.2，“为保证在分析中包含有足够的振型（未计入的质量），一个实用的办法是增加一刚体或零周期加速度振型，作为对在计算中可能未包括其他高振型的修正”，在ANSYS程序中，也给出了类似的计算方法，即可以采用“MMASS”命令，统一按零周期加速度进行考虑。
3土壤与结构的相互作用整体计算模型基底采用弹簧单元COMBIN14模拟地基与结构间的相互作用。
核安全二级阀门抗震分析方法
鉴于近年来人们对核安全问题的重视，一些培训机构、政府部门和专业机构在国内进行了大量研究，其中一项重要研究就是分析多种二级阀门在地震条件下的抗震性能。
一级阀门是指具有自卸功能的受控阀门，它是核安全系统中最重要的组成部分之一。
二级阀门起着安全阀调节作用，能够调节核安全装置运行状态的，可以有效的防止反应堆的不正常反应，使核安全装置保持稳定。
考虑到地震灾害对核安全设备的潜在威胁，因此，分析多种二级阀门的抗震性能变得尤为重要。
在进行阀门抗震性能分析时，首先利用有限元法对二级阀门的结构强度进行分析。
通过计算机分析，可以确定结构在地震荷载下是否能够正确运行。
其次，利用试验数据直接测量阀门的抗震性能，具体包括测量阀门的抗震能力，计算阀门的抗震衰减系数，计算阀门的抗震位移，以及测量抗震力学参数等。
最后，可以利用标准算法计算阀门的抗震性能。
在分析多种二级阀门抗震性能时，应考虑阀门类型、规格、材料及表面处理方法等，使阀门适应地震环境并确保正常运行。
此外，还应考虑阀门部件和连接件的结构特征，特别是表面处理方法，确保二级阀门在地震条件下可靠工作。
本文研究了二级阀门的抗震性能分析方法，利用有限元法和实验数据来证明二级阀门的抗震性能，通过考虑阀门类型、规格、材料及表面处理等因素，使阀门适应地震环境并确保正常运行，确保核安全
装置的可靠性和安全性。
我们希望这项研究为进一步研究和实施提供帮助，协助政府及各机构确保核电安全。
目前我国核级设备鉴定试验工作中需要解决的问题和相关装备核安全设备的设备鉴定可以采用分析、试验和分析加试验等三种方法进行。
其中能动的机械设备（如泵、阀门、风机等）和核安全级电气设备样机在第一次鉴定时，则需要通过试验方法进行鉴定。
鉴定试验主要是抗震试验、老化试验（热老化、辐照老化、机械振动老化和运行老化）、电磁抗干扰度试验（EMC）和LOCA 事故试验。
我国的鉴定试验和鉴定实验室已有了长足发展。
但由于没有形成系统的规划，因此有不少的缺项。
对比百万千瓦级压水堆核电站要求和AP1000CAP1400）的要求仍有相当大的差距。
以下分别列出核安全设备在设备鉴定中必须应进行、而国内尚不具备试验能力的项目和试验装备：1、核安全级阀门：核级阀门的鉴定试验共有7项。
目前国内对小型阀门均可完成这些试验，但对大中型阀门，尚有以下3项试验内容不能进行：1）大中型截止阀、隔离阀的流量阻断试验；2）大中型止回阀的逆流试验、动作寿命试验，全开状态流量试验；3）大中型安全泄压阀的热冲击试验、热态动作性能试验和热态排放试验。
对于前两个试验，目前的高温高压试验回路的管径偏小（小于150mm），且流量也偏小（80m3/h左右）。
因此，对于口径大于150mm以上（特别是DN250 以上）的阀门尚不能进行试验。
这些试验，特别是流量阻断试验，目前的解决方案可采用成都核动力院实验室现有回路进行改造。
作为初步解决方案（见附录1），第二步则新建大回路。
对于安全阀、泄压阀的排放试验，目前只有合肥通用所的冷态试验回路，且流量也不够大。
国内尚没有热态试验回路，这也阻碍了这类阀门的研制和发展。
核动力院拟对现有热工回路进行较大规模改造，建立高温高压流体排放装置，解决此问题，同时可以作大阀门的流体阻断试验（附录3）。
对于热冲击试验，要求瞬态温度变化为206℃/10秒，目前还不具备这一回路，要求新建。
2、核安全级水泵国内对于二级泵（如安注泵、安喷泵）有以下鉴定试验需要作：1）热冲击试验2）固体颗粒试验沈阳鼓风机厂在国家的支持下已建立两个试验回路，可满足鉴定试验要求。
