核安全一级阀门的力学分析_张征明

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核级阀门鉴定试验的项目及样机的选取和外延扩展原则

核级阀门鉴定试验的项目及样机的选取和外延扩展原则

核级阀门鉴定试验的项目及样机的选取和外延扩展原则一、概述核级阀门是核电厂中重要的安全设备,其性能的稳定可靠关系到核电站的运行安全。

对核级阀门的鉴定试验显得格外重要。

本文将从核级阀门鉴定试验的项目、样机选取以及外延扩展原则等方面进行讨论。

二、核级阀门鉴定试验的项目1. 密封性能试验核级阀门的密封性能对核电站的安全稳定运行有着至关重要的作用。

在核级阀门鉴定试验的项目中,首要考虑的便是密封性能试验。

通过密封性能试验,可以评估核级阀门在不同条件下的密封性能,以确保其在工作状态下能够正常密封,避免核泄漏等安全事故的发生。

2. 流量特性试验核级阀门的流量特性直接影响到核电站的供水和排水等重要工况运行。

在鉴定试验项目中,需要对核级阀门的流量特性进行全面的测试和评估,以确保其在工作过程中能够满足设计要求,保障核电站的正常运行。

3. 耐久性试验核级阀门的耐久性是衡量其使用寿命和稳定性的重要指标。

在鉴定试验项目中,需要进行耐久性试验,通过对核级阀门在不同工况下的长时间运行测试,评估其使用寿命和稳定性,为核电站的长期运行提供保障。

4. 抗震性试验核级阀门在地震等外部不利环境下的抗震性能直接关系到核电站的安全稳定运行。

在鉴定试验项目中,需要对核级阀门进行抗震性试验,评估其在地震等特殊情况下的抗震能力,以确保核电站在不利环境下能够安全运行。

三、样机的选取1. 样机的全面代表性在进行核级阀门鉴定试验时,样机的选取至关重要。

选择样机时,需要保证样机具有全面的代表性,能够较好地代表核级阀门的整体性能。

样机的选取要充分考虑到核级阀门的各项性能指标和工况要求,以确保鉴定试验的结果能够真实反映核级阀门的性能情况。

2. 样机的数量和规格在选择样机时,还要考虑到样机的数量和规格,需要根据实际需要选取一定数量和不同规格的样机进行鉴定试验。

通过对多个样机的测试比较,可以更全面、更客观地评估核级阀门的性能表现,为后续的生产和使用提供参考依据。

在役核电厂测温旁路阀门阻力特性数值模拟分析

在役核电厂测温旁路阀门阻力特性数值模拟分析

Science &Technology Vision科技视界0引言国内近几年完成建造并投入商运的在役核电厂,其反应堆冷却剂系统(简称主系统)测温旁路的数十台安全1级手动截止阀(测温旁路示意图见图1)的结构均为阀体和阀盖采用螺纹连接。

经福清1、2号核电厂运行经验反馈,该类型的多台手动截止阀在热试阶段均出现了唇边焊失效的情况,从而导致了冷却剂在该处的泄漏,且经打磨补焊等缺陷处理后,少量阀门仍存在唇边焊再次失效泄漏现象。

图1测温旁路示意图Fig.1Sketch of Resistance TemperatureDetector (RTD )Bypass Mainfold主系统测温旁路的安全1级手动截止阀作为一回路承压边界,若在机组运行期间发生不可控的唇边焊泄漏,可能带来一回路不可识别泄漏率超标及测温旁路不可用导致的核安全风险,影响核电厂的安全性与经济性。

为避免该类阀门运行期间唇边焊泄漏,提高机组的可靠性和安全稳定性,根据核电厂要求,对此类型手动截止阀进行替代。

新的截止阀需满足在役核电厂主系统测温旁路安全1级手动截止阀的特性要求外,还需满足测温旁路系统的流阻要求。

因此本文将通过使用CFD 建模分析研究,分析所采用替换阀门对测温旁路系统流阻要求的适应性。

1替代阀门特性要求在役核电厂主系统测温旁路安全1级手动截止阀的设备选型原则如下:1)新阀门满足设备规格书中的技术指标要求,以便满足主系统安全性与功能性要求;2)新阀门应在结构上避免唇边焊泄漏问题,且有良好的运行反馈。

3)新阀门的流动阻力足够低,以便满足主回路测温旁路中冷却剂传输时间的要求;4)新阀门的尺寸、重量、重心应与原阀门相似,确保满足安装空间以及力学评价要求。

根据阀门选型调研,法国VELAN 生产的RAMA 手动截止阀能够满足主系统测温旁路手动截止阀阀体在役核电厂测温旁路阀门阻力特性数值模拟分析张文其曹思民叶竹沈云海王保平(核反应堆系统设计技术重点实验室,四川成都610213)【摘要】根据国内在役核电厂运行反馈,主系统测温旁路安全1级手动截止阀的阀体阀盖若采用分体式锻造,则阀体与阀盖连接处的唇边焊会发生泄漏或存在泄漏风险,因此需选用阀体阀盖一体化铸造的截止阀进行替代。

核安全一级阀门的力学分析_张征明

核安全一级阀门的力学分析_张征明

文章编号:1002-5855(2007)02-0018-05作者简介:张征明(1967-),男,副研究员,从事反应堆结构设计与结构力学分析工作。

核安全一级阀门的力学分析张征明,吴莘馨(清华大学核能与新能源技术研究院,北京100084) 摘要 介绍了核安全一级阀门结构应力分析方法在阀门设计中的重要作用。

以核安全一级电动截止阀为例,采用规范法和分析法对阀门的承压边界进行了力学分析和计算,并对阀门主法兰和连接螺栓的计算结果作了对比和评价。

关键词 核安全一级;核工业用阀;力学分析 中图分类号:TH134 文献标识码:AMechanical analysis of the nuclear safety class 1valveZHANG Zheng -ming ,WU Xin -xin(I nstitute of Nuclear and new Energ y T echno logy ,Tsing hua University ,Beijing 100084,China )A bstract :Design by analysis method must be used for the nuclear safety class 1valve as the regula -tio ns of nuclear safety codes .Detailed stress distribution in the valve structure should be analyzed andevaluated .This paper introduces the mechanical analysis of a nuclear safety class 1electric shutoff v alve .The introduction w ill focus on the com munications betw een the designer and the analy zer of the v alve .Some advisements are given by the analy zer based on the mechanical analysis results of the valve structure .Key words :nuclear safety class 1;valve ;mechanical analysis 1 前言核安全级阀门在设计、制造和检验等各个环节上均有远高于普通阀门的要求,尤其是核安全一级阀门,按照核安全法规的要求,必须采用分析方法进行设计,对阀门结构进行详细的应力分析和评价。

核电项目阀门制造过程中的质量控制分析

核电项目阀门制造过程中的质量控制分析

核电项目阀门制造过程中的质量控制分析摘要:核电阀门是核电站流体管路的控制装置,其基本功能是接通或切断管路介质的流通,改变介质的流动方向,调节介质的压力和流量,保护管路和设备的正常运行。

如果核电站阀门系统出现问题,将影响核电站的安全运行。

关键词:核电项目;阀门;制造;质量控制引言核电阀门是核电项目的重要组成部分,具有关键性的作用。

在核电站的核岛以及常规岛、电站辅助设施系统中,需要大量使用阀门,对核电站中的介质输送,发挥着重要的关键作用。

在核电站的运行过程中,阀门对其安全性起到了最基本的保障作用。

可以说,有效控制阀门制造过程中的质量,是保证核电项目安全运行的基本因素。

由于核电项目一旦出现问题,将会对社会经济的发展以及人们的生命安全造成严重的威胁,因此,对核电项目阀门的质量要求,要远远高于普通工业设备阀门的质量要求。

而要有效控制阀门在制造过程中的质量,就必须要采用科学的方法和措施,严格监督,有效保证核电项目的安全。

1当前我国核电阀门的生产现状目前,我国对核电阀门的安全等级划分,共分为四个级别,分别是核安全一级、二级、三级和非核级。

其中最高级别是核安全一级。

早在二十世纪六十年代初,我国就已开始对核级阀门进行相关研制,发展至今,我国对于核级阀门的设计、实验以及制造、检测,都已取得了一定的成就,并具有一定水平的生产能力。

目前,在我国已有具有民用核承压设备设计资质和生产资格证的企业已达到19家,而且其中包括能够生产核安全一级阀门的5家企业。

在我国的秦山核电站的一、二期建设工程中,使用的大量核级、非核级阀门就是由上述企业生产制造的。

随着我国核电事业的不断发展及进步,目前我国对核电阀门的生产能力正在不断的提高,但同时也需要对我国核电阀门生产过程中存在的不足进行清醒的认识,例如我国对核电阀门的设计和生产技术水平,远远低于发达国家,特别是对先导式安全阀、主蒸汽隔离阀、调节阀等类型的阀门,目前我国对此方面的设计和生产较为薄弱,严重依赖进口产品。

核一级电动闸阀抗震分析

核一级电动闸阀抗震分析

书山有路勤为径,学海无涯苦作舟
核一级电动闸阀抗震分析
基于有限元分析和经验公式相结合的方法,计算核一级电动闸阀整机
的振动模态以及在承受地震载荷及设计组合载荷共同作用下的应力及变形。


据ASME 规范对承压边界部件作出应力评定和强度校核。

1、概述核电站中需要用到大量的阀门,其中有相当数量的阀门定为核级
阀门。

核级阀门在设计、制造和检验等各个环节上的要求均高于普通阀门。


级阀门为核电站中重要的安全设备,必须能承受核电厂寿命期内的使用载荷和
地震载荷,并能保持压力边界完整和不丧失功能,因此在设计核安全级阀门样
机时必须要进行应力计算和抗震分析。

目前,核级阀门的抗震分析通常采用计
算机软件计算和经验公式计算相结合的方法。

本文以核一级电动闸阀为例,验
证阀门在安全停堆地震(SSE) 载荷及设计组合载荷作用下的结构完整性。

分析中应用简化的有限元杆多质量点- 梁模型计算阀门整机的振动模态,以及在承受地震载荷及设计组合载荷共同作用下的应力及变形,然后根据ASME 规范进行应力评定和强度校核。

2、分析评定方法阀门的安全级别为核一级,抗震类型为抗震
根据NB-3500 中的要求,需要校核内压力引起的一次薄膜应力,满足
NB-3500 设计要求的阀门,在内压下的阀门最高应力区是在阀门拐角处。

可以按照Tresca 方程计算得到阀门拐角处的一次膜应力Pm。

除一次薄膜应力以外,还需要校核阀门二次应力Sn。

NB -3500 进一步要求核一级阀门的阀体能完成2000 次的正常开启和关闭循环,并要求阀门在循环载荷下合格。

2.2、阀盖应力分析。

核电站用阀门检验项目

核电站用阀门检验项目

核电站用阀门检验项目
核电站是国家的重要能源基础设施,其中的各种设备都需要保持高度的安全性和可靠性,以确保核电站的运行安全和稳定。

其中阀门作为一个非常重要的部件,其检验项目也受到高度的关注。

阀门的功能
核电站用阀门主要用于控制核反应堆冷却剂的流量,并在正常和非正常条件下防止中子流失。

阀门在核反应堆中的作用可以概括为:
1.控制冷却水的流量和压力,以保持核反应堆运行的稳定。

2.保证系统的安全性和可靠性,防止中子流失。

3.在应急情况下,阀门可以用于关闭核反应堆的进出口,以控制核能的
释放。

阀门的检验项目
由于阀门在核反应堆中的重要性,因此其检验项目也需要高度的关注。

阀门的检验主要包括以下三个方面:
外观检查
阀门表面应不得有明显的烧伤、腐蚀、裂纹、划痕等,阀门杆应当无弯曲变形或锈蚀。

此外,还要检查阀门的操作是否灵活,以及是否正常卡滞。

尺寸检查
在阀门的尺寸方面,应进行测量和检验,以确保阀门轴承、密封面和密封副的直径、长度、间隙和阀门的开闭角度达到规定的要求。

密封性检查
阀门的密封性是决定核电站设备运行安全的重要因素之一。

在阀门的检测过程中,应定期进行动、静密封试验,以检测阀门的密封性。

试验中应对阀门的动态密封进行特别关注,尤其是在高温、高压的条件下。

阀门是核电站的重要部件之一,其功能的可靠性和安全性非常重要。

因此,对核电站用阀门的检验项目需要认真细致,进行规范化、标准化的检验。

以上是本文对核电站用阀门检验项目的详细分析,希望能对相关领域的工作人员提供一些参考和帮助。

核电厂核级气动阀关闭不严缺陷分析

核电厂核级气动阀关闭不严缺陷分析

核电厂核级气动阀关闭不严缺陷分析摘要:核电厂中,气动调节阀通过连续、精准、迅速调节压力、流量、液位等重要参数,保证机组的安全稳定运行,因此气动调节阀的可靠性至关重要。

气动调节阀由气动执行机构、阀体及附件组成,附件主要有定位器、电气转换器(EP)、手轮机构、空气过滤减压器、气动保位阀、电磁阀等。

关键词:核电厂;核级气动阀;关闭不严;缺陷分析引言核电厂QSR定期试验监督大纲对核电厂重要核级气动阀门开启和关闭时间有明确、严格的要求,以保证气动阀门在预期时间内切断或开启被控流体的流通通道,实现对管道中流体介质的通断控制,从而对系统中的温度、流量、压力等参数进行调节或远程控制。

1核取样系统及缺陷阀门介绍1.1核取样系统核取样系统可集中抽取供化学分析和放射性化学分析用的液体和气体样品。

样品从反应堆冷却剂系统、废液处理系统、蒸汽发生器二次侧和蒸汽发生器排污系统等抽取,送往取样间进行分析。

其中该取样隔离阀为对蒸汽发生器进口介质连续取样管线的安全壳外隔离阀,日常期间处于常开状态。

1.2取样隔离阀该取样隔离阀为气动截止阀,配置双膜片式气动执行机构,安全二级,RCC-M2级,机械行程标准(6.5±1.5)mm。

该阀门执行机构以气源为动力,电磁阀控制通气执行阀门开启动作,双膜片带动气动头连杆通过联轴器,带动阀芯组件向上运动。

电磁阀控制排气,双膜片下膜腔进行排气,膜壳上部碟簧弹力作用与气动头连杆,推动阀芯组件向下运动直至关闭。

气动执行机构顶部设置手轮机构,用于在气源丧失情况下,实现阀门手动开启或关闭。

手轮下方配置了勺尺,用于日常期间便捷方式调节中性点。

2改造分析2.1大口径电磁阀和过滤减压器物项替代RCV094VP为法国VELAN阀门,采用ASCOV301-O-5K3电磁阀,通径为5mm,流量系数为0.36m³/hr,物项替代后的ASCOMT302K2电磁阀通径为9mm,流量系统为1.14m³/hr。

核电阀门的试验鉴定

核电阀门的试验鉴定

文章编号:100225855(2009)0420017204作者简介:李军业(1974-)男,湖南隆回人,高级工程师,长期从事核电阀门设计工作。

核电阀门的试验鉴定李军业1,张宗列1,乐秀辉2(11中核苏阀科技实业股份有限公司,江苏苏州215128;21上海核工程研究设计院,上海200233) 摘要 论述了核电阀门按A SM E QM E -1:2002版进行试验鉴定的流程和方法,并就规范未明确的地方提出了解决方案。

关键词 核电阀门;试验鉴定;A SM E QM E -1 中图分类号:TH134 文献标识码:ATest qua li f i ca ti on of nuclear va lvesL I Jun 2ye 1,ZHAN G Zhong 2lie 1,L E X iu 2hu i2(11SU FA Technology Industry C o 1,L td 1CNN C,Suzhou 215001,C hina;21Shanghai N uclear Engineering R esearch &D esign Institute,Shanghai 200233,C hina )Abstract:B riefly introduce the p rocess and m ethods of qualification test per A SM E QM E 212002,andadv ise solution for som e am biguous aspects .Key words:N uclear valves;test qualification;A SM E QM E 211 概述目前二代加压水堆核电站核岛共有阀门12000余台(含2个机组、不包括仪表阀),其中的核级阀门6200余台应根据规范要求进行鉴定,鉴定方法有试验鉴定、分析鉴定、分析与试验相结合,本文主要讨论按AS ME QME -1:2002对能动阀门进行试验鉴定的细节。

核级阀门强度计算方法的分析

核级阀门强度计算方法的分析

核级阀门强度计算方法的分析中国泵业网1概述在核级阀门的设计计算中,需要遵守ASME、RCCM等法规。

ASME ⅢNB分卷提供了具体的核级阀门的强度计算公式,假如按照全部公式(NB-3500)进行计算并且计算合格,其阀门的设计结果是可以被接受的。

跟着计算机技术的发展,使用有限元应力分析的方法对阀门强度进行计算成为一种新的计算方法。

本文以某核一级闸阀为例,分别使用两种计算方法进行计算,同时对计算结果进行对比分析。

2仿真分析将闸阀全部零件进行立体建模,并确定每个零件的密度以得到阀门的精确质量。

在进行应力分析时,假如在阀体的一端施加固定约束,而端部应力得不到有效开释,将在阀体端面位置产生应力奇特,最大应力可达2000MPa,这显然与现实情况相违反。

根据相关经验及划定,可以在阀体入口处增加一过渡管(过渡管长度为进口管径的2~5倍),在过渡管进口施加固定约束,使应力奇特发生在管道进口。

而评价分析结论时,只考核阀门的受力情况,忽略过渡管进口上泛起的误导结论。

这样可以真实模拟阀体的受力情况,得出相对正确的应力分析值。

在ASME法规中,着重关注阀门承压边界的受力情况。

因此,只取阀体、阀盖和过渡管组成的装配体为研究对象。

在阀体右侧的中腔与支管接壤位置,根据经验划分出3条阀体的应力评定线。

同时将模型转化到ANSYSWorkbench软件中。

在ANSYS软件中,对阀体、阀盖、过渡管赋予材料属性,对支架、过渡头和执行机构等省略掉的零件以一个有质量的点代替,并选择阀体与阀盖相接触的表面作为支撑质量点位置的平面。

分别选取过渡管与阀体、阀体与阀盖相接触的表面为零件间的接触面,选择约束类型为bonded绑定约束。

对模型进行网格划分处理,同时进行网格收敛性验证。

设定热应力分析参数,选择过渡管、阀体和阀盖中与介质相接触的表面设定设计温度,选择阀体的外表面确定对流换热系数。

选择过渡管、阀体和阀盖中与介质相接处的内腔表面设定介质压力,选择过渡管左端面确定阀门的固定约束载荷,选择被抛开的过渡管、阀体和阀盖的中截面添加阀门对称约束。

核级大口径电动闸阀快速启闭研究

核级大口径电动闸阀快速启闭研究
1.. lI 电 力通 嗣 机 械
核级 大 口径 电动闸阀 快速启闭研究
中核苏 阀科 技 实业 股份 有限 公 司 (江苏 苏 州 21 5151) 汤晓 刚 刘 平 高志 岗 中国核 电工 程有 限 公司 (北京 100840) 孙 佳丽 杨 理 烽 张 卫
【摘 要】 以华龙一 号 用主 给 水隔 离阀 为例介 绍 了大 口径 电动 闸 阀 快速 启 闭 功 能 的 实现 过 程 , 分析 了实 现快 速启 闭功 能对阀门造成的影响 及解决方法。
电 力 通 用 机 械 一 ■ ·_
6 000N·m,电动机转 速 为70r/rain的 电动执行机构 。 根据式(】),僻出主给水 隔离阀理论 启『才J时间 论为
J6.5s,且最终 试验 所测得的实际时 间 为】7.3s,可以 实现 住20slL|快速 启『才J的功能 。
四、快速启 闭功能对阀门的不利影响及 解 决方 案
启 过 程 中的运 动部 件重 量 ,运动 部件 也括 板 架 、 闸 板 、弹 簧 、 限位 架和 阀 杆 ,总 重 量 为242.4kg,即 m=242.4kg;Av为阀门运 动邴 件碰 到 阀体戚 部 凸台 而
停 L卜的 速度差 , If1 r阀¨行程/=384mm,行程n-fn]t 、 = 17.3s, U[IAv-0.023m/s。
图2 阀门关闭时冲击力
I悯 杆 2阀板 架 3阀体 台
F At=-mAv
(2)
式 Il }j F , ? I】I 力, 位 为N;
△r _f乍用时 间, 化 为S;
运动部件质量 , 位为kg;
△1) 关 瞬 间速 度差 , 位为m/s。
其巾△f通 常碰掩 时间很短 ,取At=0.0l S;m为 阀门

核电阀门质量控制要点分析

核电阀门质量控制要点分析

核电阀门质量控制要点分析摘要:核电站当中的核电阀门是对控制流体管路的核心装置。

在核电站中,核电阀门的数量非常多,同时种类也比较丰富。

核电阀门在工作运行的过程中需要始终保持较高的稳定性,这关乎于核电站的安全运行。

因此关于核电站核电阀门的质量控制工作就显得非常重要。

本文主要对核电站阀门质量控制工作的具体要点进行分析,结合核电站实际运行情况,切实解决核电阀门可能会出现的质量安全隐患,提出针对性的优化建议,最终为核电站的安全平稳运行提供相应的保障。

关键词:核电站;阀门;质量控制引言核电阀门是核电站重要的构成部分,其应用主要集中在核电站的核岛、常规岛和核电站辅助设备当中,在整个核电站当中的应用非常广泛,总体的使用数量也非常大,连接整个核电站数百个系统,控制并调节介质的压力、温度、流向及流量,是保障核电站安全稳定运行的重要基础设施。

如果核电阀门在使用过程中出现问题,可能会引发比较严重的安全事故,因此关于核电阀门的质量控制必须要更加严格,核电阀门的主要功能为管路介质的流通控制,同时对介质流动的方向进行控制,因此在质量控制的过程中,还要结合核电阀门的工作性质,在保障核电能源高效利用的基础之上,合理开展质量控制工作。

下文中笔者将对核电阀门的质量控制要点进行展开分析论述。

一.我国核电阀门制造生产的实际状况分析核电阀门主要分为四个安全等级,涵盖非核级、III级、II级和I级,I级为最高安全等级。

关于核电阀门的相关研究,从20世纪60年代年开始,我国已经走过了八十多年的研究发展历程,具备一定的核电阀门设计与生产经验。

现阶段,我国有近20家企业具备核电阀门的生产资质,可以独立完成核电阀门的设计与生产,这为我国核电站的发展与建设提供了强大的基础设施保障。

在当前核电事业快速发展的情况下,我国在核电阀门的生产与制造层面取得了显著的成就。

但是与国外发达国家相比,我国核电阀门的生产制造能力还有待提升,尤其在调节阀门和先导式安全阀门的生产制造上依然严重依赖进口,生产与制造能力明显不足。

核电阀门工作情况与设计技术要求

核电阀门工作情况与设计技术要求

核电阀门工作情况与设计技术要求核电阀门是指在核电站中核岛N1、常规岛CI和电站辅助设施BOP系统中使用的阀门。

从安全级别上分为核安全Ⅰ级、Ⅱ级、Ⅲ级、非核级。

其中核安全Ⅰ级要求最高。

核电阀门在核电站中是使用数量较多的介质输送控制设备,是核电站安全运行中的必不可少的重要组成部分。

核电阀门,由于其使用工况特殊、复杂、恶劣,加之量大面广,故其要求较高。

一、核电阀门工作条件:核电阀门除了其工况环境错综复杂之外,其输送介质的放射性和温度、压力等级的苛刻性也是很特殊的。

核电阀门输送的介质主要为:饱和蒸汽、冷凝水、放射性水蒸汽重水、辐照腐蚀物、放射性介质、稀硫酸和碱液、二氧化碳、钠、氦、油、真空等各种流体介质。

一回路上的大通径阀门工作条件是最复杂的,在现阶段核动力装置上的蒸汽参数比热电厂的蒸汽参数(压力22.5MPa、温度565℃)要低,但核电厂运行条件却复杂得多。

在液态金属冷却剂的快中子反应堆装置上,蒸汽参数为最高(汽轮机前的蒸汽温度为600℃,压力为14.0MPa)。

二、核电阀门常见故障类型在核电站系统中运行的阀门,最常见的故障类型有如下四种:① 阀杆泄漏② 阀座泄漏③ 执行机构选配过大和关闭力矩过高引起的密封面损坏④ 外泄漏三、核电阀门技术要求根据核电阀门运行的实际工况,核电阀门其技术特点和要求比火力发电阀门更高。

核电阀门的技术要求除了阀门常规的技术要求外,还要着重考虑介质中杂质的污染、环境温度、运行温度、环境湿度、放射性、直流电源及电压波动、有关地震和振动条件下稳定性的技术要求、安全等级等等。

① 核电阀门的设计a)强度设计核电阀门设计中,强度计算是必不可少的。

除常规的强度计算、有限元分析和抗震计算分析外,对核安全1级的阀门,还要求进行:一次薄膜应力的极限计算、一次薄膜应力+弯曲应力的极限计算、与回路启——停循环有关的一次加二次应力变化幅度的极限计算、除回路中启——停工况以外的一次加二次应力的变化幅度极限计算、疲劳性能分析。

核电阀门疲劳分析的探究

核电阀门疲劳分析的探究

电力通用机械GM in Electric Power2019年 第1-2期 45通用机械核电阀门疲劳分析的探究【摘 要】【关键词】核电阀门 疲劳分析 一、前言坏。

二、疲劳分析方法ASME 规范在1968循环疲劳设计方法,截至目前为止的Ⅲ NB 3500(美国锅(法国压水堆核N 为满足,不N 进行GM in Electric Power 2019年 第1-2期通用机械46行工况来确定的。

ASME III NB3552将所有的核电厂瞬态工况作为一个整体来进行筛分,对于主体材料为碳钢和低合金钢的阀门如果瞬态工况小于P d /3(P d 为设计压力),对于主体材料为奥氏体钢的阀门如果瞬态工况小于P d /2,则该类瞬态工况不需要考虑;如果整体温度变化小于17℃的,该类瞬态工况不需要考虑;在阀门服役期间,预期发生的瞬态工况少于5次的,该类瞬态工况不需要考虑;如瞬态工况的升温/降温速率小于56℃/h 的,并且启停次数小于2 000次的,该类瞬态工况不需要考虑。

这一系列的筛分准则充分体现了ASME 规范基于试验经验数据成型的思维导则,例如小于P d /3之类的设置并没有什么理论依据。

另一主流标准体系RCC -M 的疲劳分析参见B3553,方法与ASME 规范中的方法稍有差异,RCC -M 规范首先要求对阀门相应的所有瞬态工况进行分类,第一类为温度变化速率不超过55℃/h 的启-停循环,以及温度变化速率超过55℃/h 的阀门操作循环;第二类是温度变化速率超过55℃/h 的其他工况,此处中文标准描述为:这类工况包括了流体温度变化速率大于55℃/h 的所有工况,这里并没有明确表示如何处理温度变化速率小于55℃/h 的所有工况,英文原文标准用的是cover ,笔者偏向于认为此处不考虑温度变化速率小于55℃/h 的所有工况。

针对第一类工况,与系统的启停循环相关,S p 分为两部分,一部分是由于内压、管道作用力和热效应引起的一次和二次应力,另一部分是沿壁内线性温度变化产生的薄膜应力加弯曲应力的应力分量。

核一级截止阀的抗震分析

核一级截止阀的抗震分析

书山有路勤为径,学海无涯苦作舟
核一级截止阀的抗震分析
应用有限元法的数值仿真手段,模拟包括地震在内的各种载荷作用,
通过等效静力法对核一级截止阀进行应力分析,然后根据ASME 规范对各主要部件进行应力评定和强度校核,确定了阀门各部件结构在极限安全地震条件下
满足强度要求,能够保证压力边界的完整性。

1、概述
核级阀门作为核电站中重要的安全设备,要求能承受核电厂寿命期内的
使用载荷和地震载荷,并能保持压力边界完整和不丧失功能。

因此,在设计核
安全级阀门样机时必须要进行应力计算和抗震分析。

本文根据EJ/T 1022.14-1996 和EJ/T1022.15-1996 及有关规定对核一级截止阀进行力学计算。

采用Hyperworks 有限元分析软件包进行地震载荷下应力分析评定。

2、结构和参数
截止阀主要由阀体、阀瓣、阀盖、阀杆、锁紧螺母、阀杆螺母和手柄等
部件构成(3、模型建立及模态分析
(1) 简化模型
核一级截止阀尺寸小,质量轻,但内部结构和压力边界部分几何形状复
杂,为了保证有限元计算的有效性和合理性,建立截止阀的计算模型时,对结
构和力学模型做一些必要的简化。

①简化对整个结构的应力没有影响的垫片和倒角。

②10 种型号的截止阀进行有限元分析时,阀座的底端及螺栓孔处的节点
6 个自由度全被约束(X,Y,Z 方向的移动和X,Y,Z 方向的转动) 。

核一级止回阀阀体强度有限元应力分析

核一级止回阀阀体强度有限元应力分析
Absr c Ba e n t e fni lme t sr s n l ss s fwa e c o dig t he d ma d o t a t: s d o h i t e e n te s a ay i ot r a c r n o t e n f RCCM e r ls,s i to u e ea ld sr s n l ss o h c a v o y o u l a . u e i n r d c d a d tie te s a ay i fc e k v le b d fn ce r 1 Ke r s: y wo d ANS YS;RCCM ;n la av uce rv l e
核级 阀 门的设计 计算 方法不 同于常规 阀 门的 设计 。核 级 阀门采用 “ 析 设计 ” 法 , 分 方 引入 应 力
分类 的概念 。“ 析 设 计 ” 以弹 塑 性 失 效 准 则 分 是 为理论 基础 , 用极 限分 析 和安定性 原理 , 应 允许 容
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明, : 等 核一级止 回阀阀体强度 有限元应力分析
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将 网格尺 寸 扩大 一 倍 并 从 新 进 行 计 算 , 出最 大 得
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核电阀门质量控制的路径探析

核电阀门质量控制的路径探析

核电阀门质量控制的路径探析发表时间:2018-01-16T15:47:04.990Z 来源:《建筑学研究前沿》2017年第23期作者:丁松松[导读] 核电阀门的安全级别分为核安全Ⅰ级、Ⅱ级、Ⅲ级和非核级,其中的核安全Ⅰ级要求最高。

成都海光核电技术服务有限公司四川成都 610041摘要:自改革开放以来,我国社会和经济的发展越来越快,核电阀门是保障核电站系统安全运行的控制系统,因此核电阀门的质量在很大程度上可以决定核电站运行的稳定性,是核电站运行的关键部分。

国内的阀门设备制造商和供应商们要加强对质量控制重要性的认识,从技术、人才、政策、软件、硬件、管理诸方面采取措施加强对核电阀门制造的质量控制,避免引发阀门质量问题,为核电设备提供高质量的安全可靠的阀门。

基于此,本文主要阐述了生产核电阀门的现状、核电阀门特征、核电阀门制造质量控制经验反馈、核电阀门制造质量控制策略,以供参考。

关键词:核电阀门;质量控制;策略一、生产核电阀门的现状核电阀门的安全级别分为核安全Ⅰ级、Ⅱ级、Ⅲ级和非核级,其中的核安全Ⅰ级要求最高。

60年代初,我国国内开始开展核级阀门的相关研制工作,经过了几十年的研究开发,我国已经具备了一定的核级阀门设计、实验和制造以及检测的能力。

据相关部门统计,国内已经有19家企业具备民用核承压设备的的设计资质和生产资格许可证,可以进行设计和生产核级阀门。

在这19家企业中,有5家具备设计生产核Ⅰ级阀门的资质。

这些企业为核电阀门国产化做出了重要贡献。

伴随着核电事业的发展,我国国内对于核电阀门生产的能力正在得到迅速的加强和扩大,但同时我们也应该清醒地认识到,我国国内核电阀门设计生产技术水平和能力远低于国外,像先导式安全阀、调节阀、主蒸汽隔离阀等重要阀门主要依赖于国外进口,国内的生产技术水平还不成熟,不能提供可靠的产品。

另外,由于国内核电阀门的技术管理手段和实验测试环境很有限,这就导致核电阀门产品的可靠性数据少,产品的质量很难控制。

基于三代核电技术核一级大口径电动闸阀研制技术研究

基于三代核电技术核一级大口径电动闸阀研制技术研究

基于三代核电技术核一级大口径电动闸阀研制技术研究阀门作为关键部件之一,其重要性是不可小视。

文章介绍了三代核电中大口径电动闸阀的工作原理、结构特点及设计计算,并进行了试验验证研究,希望能够为相关行业的发展提供一些借鉴,仅供参考。

标签:三代核电;大口径电动闸阀;技术研究1 概述第三代大型先进压水堆核电项目是《国家中长期科学和技术发展规划纲要(2006-2020)》确定的16个国家科技重大专项之一的子项,也是我国建设创新型国家的标志性工程之一。

阀门作为关键部件之一,其重要性是不可小视。

本次研究的课题便是关键阀门之一:大口径电动闸阀。

本类型阀门为大口径电动闸阀,该阀适用于RCS、RNS、CVS、SGS、PCS 和PXS系统,阀门电动装置采用1E级直流电动机驱动,保证了在事故工况下,阀门仍能获得驱动其动作的电源,并按系统的要求执行其预期的安全有关功能。

2 三代核电阀门与二代+阀门对比我国引进的第三代核电技术,虽然其核级阀门的数量大为减少,但技术要求、技术难度、零部件加工制造要求更高;试验、鉴定都有一些特定的要求;分析、计算尤其是可靠性分析等方面有特殊要求。

三代与二代+阀门相比存在以下差别(三代/二代+):(1)设计标准:ASME,但部分要求高于ASTM/RCC-M;(2)设计寿命:60年/40年;(3)操作循环:一般开关类阀门手动6000次、电动3000 /隔离阀1500次;(4)地震加速度:6g/4g;(5)空间尺寸、重量及重心限定:包络图/无确切要求;(6)可靠性:“D-RAP”、“R”/无确切文件要求;(7)材料:部分阀门堆焊控制钴含量/无要求;(8)热附着工况:数据表中表述/无表述;(9)阀门导向面材料:有要求/无明确规定;(10)阀门细节结构(唇边焊、螺纹啮合长度、密封面倒角、电装缓冲装置等):有较多细致规定/相对少;(11)鉴定的文件要求:明确,基本按照ASME QM1-1的要求/不明确。

3 主要技术参数阀门名称:核一级大口径电动闸阀;阀门型号:H1-10Z20WA2L-DU1U3(YJ);公称通径:DN250;公称压力:2060lb;安全等级:SC-1;地震等级:QSA1;质保等级:I;工作温度:350℃;工作压力:17.2MPa;工作介质:反应堆冷却剂;阀门与管道连接方式:对接焊;主体材料:SA-351MCF3M;执行机构:电动、1E级、抗震I类、直流;阀位指示:开、关位置各一个;设计寿命:60年(易损件除外);循环寿命:3000次(5次事件)。

基于三代核电技术核一级大口径电动闸阀研制技术分析

基于三代核电技术核一级大口径电动闸阀研制技术分析

基于三代核电技术核一级大口径电动闸阀研制技术分析2、浩工阀门有限公司浙江省温州市3250003、浩工阀门有限公司浙江省温州市325000摘要:随着核电技术的不断发展,核一级大口径电动闸阀作为核电系统中的重要组成部分,其研制技术也越来越受到关注。

本文通过对核电技术发展历程的回顾,分析了大口径电动闸阀的构成特点,并提出了电动闸阀研制实施方案。

同时,对其安全性能进行了评价与检测。

通过对相关技术的研究与分析,本文总结出了一些结论,为核电技术的进一步发展提供了一定的参考依据。

关键词:三代核电;大口径电动闸阀;技术研究近年来,我国核电技术取得了显著进展,已经成功实现了三代核电技术“华龙一号”、“CAP1400”等大型先进核电技术的研发和示范运行。

然而,与世界其他先进核电技术相比,我国在核一级大口径电动闸阀研制方面还存在一定差距。

因此,为了更好地适应我国三代核电技术的发展需要,必须加强核一级大口径电动闸阀研制技术的研究和应用。

本文将对此进行分析和探讨,希望能够为我国核一级大口径电动闸阀研制提供一些参考和借鉴。

1.核电技术的发展历程核电技术是一种利用核能进行发电的技术,其发展历程可以追溯到20世纪40年代末。

在那个时候,人们开始意识到核能的巨大潜力,并开始研究如何利用核能来产生电力。

最早的核电站是以原子能为动力的,利用核裂变反应来产生热能,再将热能转化为电能。

这种技术被称为一代核电技术。

然而,一代核电技术存在一些问题,比如核废料处理困难、安全性不高等。

为了克服这些问题,人们开始研发二代核电技术。

二代核电技术相比一代技术有了很大的改进,包括更先进的反应堆设计、更安全的控制系统等。

二代核电技术在全球范围内得到了广泛应用,成为当时主要的核电技术。

随着时间的推移,人们对核电技术的需求和期望越来越高,因此出现了三代核电技术。

三代核电技术相比二代技术有了更大的突破和创新。

例如,采用了更高效的燃料设计,提高了核电站的经济性和可靠性;引入了先进的安全措施,进一步提升了核电站的安全性。

核电站安全壳人员闸门应力分析--结构改进及其规律

核电站安全壳人员闸门应力分析--结构改进及其规律

核电站安全壳人员闸门应力分析--结构改进及其规律钱浩;贺寅彪;张明;邓晶晶【期刊名称】《力学季刊》【年(卷),期】2009()4【摘要】安全壳是核电站防止放射性物质外泄的重要屏障,也是最后一道屏障。

本文对某在建核电站安全壳重要贯穿件人员闸门进行了在自重、压力载荷下的静态分析、模态分析、地震载荷下的分析和屈曲分析。

事故工况下温度载荷对设备的影响采用了简化弹塑性分析的方法。

对设备在各使用限制条件下的应力进行了载荷组合与评定,结果显示,设备原设计无法承受核电站严重事故下的压力载荷。

为此,作者提出了结构修改方案及其受力规律。

经改进的结构的应力分析和评定结果表明,修改设计后的人员闸门满足ASME B&PVC第Ⅲ卷的规范要求。

论文也指出了原设计不满足ASME规范的结构方面的原因和历史、法规方面的原因,得到了安全壳贯穿件设备设计需关注的力学问题。

【总页数】7页(P638-644)【关键词】结构完整性分析;人员闸门;简化弹塑性分析;结构改进与优化【作者】钱浩;贺寅彪;张明;邓晶晶【作者单位】工程设备所,上海核工程研究设计院,上海200233【正文语种】中文【中图分类】TL364.3;O34【相关文献】1.核电站安全壳混凝土结构长期预应力预测模型初步研究 [J], 廖开星;李毅;孔祥龙;汤志杰;遆文新2.田湾核电站内安全壳结构预应力钢束摩擦试验 [J], 杨振勋3.大体积混凝土(核电站安全壳)预应力损失分析 [J], 泮忠元;王社良4.核电站安全壳预应力施工变形分析及实时监控 [J], 李志鹏;张晋元5.浮式核电站的堆舱安全壳舱段温度场和温度应力分析 [J], 袁奕; 董问; 张正艺; 解德因版权原因,仅展示原文概要,查看原文内容请购买。

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文章编号:1002-5855(2007)02-0018-05作者简介:张征明(1967-),男,副研究员,从事反应堆结构设计与结构力学分析工作。

核安全一级阀门的力学分析张征明,吴莘馨(清华大学核能与新能源技术研究院,北京100084) 摘要 介绍了核安全一级阀门结构应力分析方法在阀门设计中的重要作用。

以核安全一级电动截止阀为例,采用规范法和分析法对阀门的承压边界进行了力学分析和计算,并对阀门主法兰和连接螺栓的计算结果作了对比和评价。

关键词 核安全一级;核工业用阀;力学分析 中图分类号:TH134 文献标识码:AMechanical analysis of the nuclear safety class 1valveZHANG Zheng -ming ,WU Xin -xin(I nstitute of Nuclear and new Energ y T echno logy ,Tsing hua University ,Beijing 100084,China )A bstract :Design by analysis method must be used for the nuclear safety class 1valve as the regula -tio ns of nuclear safety codes .Detailed stress distribution in the valve structure should be analyzed andevaluated .This paper introduces the mechanical analysis of a nuclear safety class 1electric shutoff v alve .The introduction w ill focus on the com munications betw een the designer and the analy zer of the v alve .Some advisements are given by the analy zer based on the mechanical analysis results of the valve structure .Key words :nuclear safety class 1;valve ;mechanical analysis 1 前言核安全级阀门在设计、制造和检验等各个环节上均有远高于普通阀门的要求,尤其是核安全一级阀门,按照核安全法规的要求,必须采用分析方法进行设计,对阀门结构进行详细的应力分析和评价。

因此,一般为设计人员所熟悉的按规范进行设计将无法满足核安全级一级阀门的要求。

针对阀门结构的力学分析主要按照ASM E -Ⅲ-1-NB -3200中有关分析法设计的原则进行〔1〕。

有关采用通用有限元软件进行阀门结构的力学分析和力学评价的基本过程,可参见文献〔2〕。

2 阀门参数本文以一个核安全一级电动截止阀为例,着重介绍了在进行力学计算的过程中,在详细的应力分析基础上,对一些设计理念提出了建议。

核安全一级电动截止阀的主体由阀体、阀盖和电动装置组成(图1)。

其中阀体和阀盖通过一对中法兰和8个中法兰螺柱连接成为一个整体,其内部有阀瓣、阀杆以及填料等部件。

在阀盖的中法兰上还连接有2个压板螺柱,通过该螺柱压紧填料压板以实现填料的密封功能。

在阀盖的顶法兰上通过4个顶法兰螺栓固定电动装置,同时,顶法兰的侧面还对称焊接4个抗震支耳,安装后这些支耳将电动装置的重力传递到基础上去。

阀门主要设计参数安全等级 核一级公称通径 DN50设计压力 25M Pa 设计温度 350℃阀门重量 83.5kg阀门主要材料 SA182M -F316螺栓主要材料 SA564M -630电动装置质量 100kg 3 主法兰及其连接螺栓的计算—18— 阀 门 2007年第2期DOI :10.16630/j .cn ki .1002-5855.2007.02.006作为承压设备的一种类型,阀门的承压边界十分适合于根据分析法设计的概念进行分析和评价。

根据NB -3546的要求,连接螺栓可按照ASM E -Ⅲ-1-附录-规定性附录Ⅺ的规定进行校核〔3〕。

规定性附录Ⅺ实际是针对核安全二、三级阀门所进行的规范法校核过程,为许多阀门设计人员所熟悉。

设计人员希望针对该阀门也进行规范法的校核计算,以便更为直观地对阀门的力学性能进行评价。

为此,在对该阀门的承压边界进行力学分析时,同时采用了规范法和分析法两种方法进行计算,并对两种方法的计算结果进行了对比和评价。

1.抗震支耳2.电动装置3.顶法兰螺栓4.压板螺柱5.填料压盖6.填料7.中法兰螺柱8.阀盖9.阀杆 10.阀瓣 11.阀体图1 电动中间引漏截止阀3.1 阀门主法兰计算(规范法)阀门承压边界的主体由阀体和阀盖组成,通过一对中法兰和8个中法兰螺柱连接成为一个整体。

根据附录Ⅺ-3221的规定,中法兰连接螺栓的载荷为W m1=0.25πG 2P c +2πG b m P c =292kN W m2=πG b y =66kN式中 W m1———设计工况下中法兰连接螺栓载荷,NW m2———垫片压紧工况下中法兰连接螺栓载荷,N G ———垫片反作用力处的直径(G =87),mmb ———垫片的有效密封宽度(b =3.5),mm y ———垫片接触面的单位压紧载荷(y =69),M Pa m ———垫片系数(金属缠绕石墨垫片m =3),p c ———设计内压(p c =25),MPa 根据附录Ⅺ-3222的规定,所需的螺栓总横截面面积A m 取W m1/S b 和W m 2/S a 中的最大值,其中S b =247.5MPa 为设计温度下螺栓的许用应力,S a =266.1MPa 为常温下螺栓的许用应力(许用应力按文献〔4〕表1A “二级设备”确定),得出A m =1180.2mm 2中法兰螺柱共有8根,规格为M 24mm ,按螺纹小径计算,螺栓实际的总横截面积A b 为A b =2705.8mm 2根据附录Ⅺ-3223的规定,法兰螺栓设计载荷为W d1=W m1=292kNW d2=(A m +A b )S a /2=517kN式中 W d1———法兰螺栓设计载荷(设计工况),kNW d2———螺栓预紧操作时垫片压紧工况下的螺栓载荷上限值(防过分拧紧螺栓而损伤法兰),kN 根据附录Ⅺ-3230的规定可得到法兰力矩为M o1=15.8kN .mM o2=26.6kN .m式中 M o1———设计工况下法兰力矩,kN .mM o2———垫片压紧工况下法兰力矩,kN .m 根据附录Ⅺ-3240的规定可得到法兰应力为S H =118.3MPa S R =106.3MPa S T =103.7MPa式中 S H ———法兰轴向颈部应力,M PaS R ———径向法兰应力,MPa S T ———切向法兰应力,MPa—19—2007年第2期 阀 门 法兰的许用应力则按照附录Ⅺ-3250的规定计算。

法兰材料在设计温度下的许用应力为S f =113.8MPa (许用应力按文献〔4〕表1A “二级设备”确定)。

应力评价的准则为S H ≤1.5S f S R ≤S f S T ≤S f(S H +S R )/2≤S f (S H +S T )/2≤S f将以上的法兰应力计算结果整理,得S H =118.3M PaS H <1.5S f S R =106.3M Pa S R <S fS T =103.7M Pa S T <S f(S H +S R )/2=112.3MPa (S H +S R )/2<S f(S H +S T )/2=111.0MPa(S H +S T )/2<S f由此可知法兰应力满足规范法设计的要求。

3.2 阀门承压边界有限元应力分析(分析法)从力学特性分析,可以认为阀体和阀盖作为一个整体来承受外载荷。

因此,在建立有限元模型时,将阀体和阀盖作为一个整体进行建模。

考虑到地震载荷的非对称性,对阀体和阀盖的全尺寸进行了网格划分。

而内部部件则忽略其刚度,只将其质量叠加到阀体和阀盖结构中去。

阀体和阀盖的有限元网格划分情况如图2所示,模型用四面体十节点单元建立。

阀体和阀盖在中法兰对的密封面处合并成一个整体。

考虑到电动装置的整体刚性很强,它对阀门的主要作用是施加惯性载荷,因此在计算中将电动装置简化为在其质心处的一个集中质量点,通过多点约束的形式连接到阀盖的顶法兰上端面上。

设计工况下所考虑的载荷主要包括设计内压、螺栓预紧力及设备自重。

由此进行有限元计算后,得到的阀体和阀盖的Tresca 应力分布如图3所示。

对于阀体和阀盖的整体结构,在中法兰对的根部部位应力达到最大,根据承压边界的应力分类原则,由其应力分布可得知,此处的一次薄膜应力不超过77M Pa ,一次薄膜加一次弯曲应力(即一次应力)不超过153MPa ,一次应力叠加二次应力不超过230MPa 。

图2 阀体的有限元模型(半剖视,隐去密封面,图中应力标尺单位:M Pa )图3 设计工况下阀体和阀盖的T resca 应力分布 阀门主体材料在设计温度下的设计应力强度值为S m =113.8M Pa (设计应力强度按文献〔4〕表2A “一级设备”确定)。

应力评价的过程为一次薄膜应力为77M Pa ,其限值为S m =113.8M Pa 。

一次薄膜加一次弯曲应力为153M Pa ,其限值为1.5S m =170.7M Pa 。

—20— 阀 门 2007年第2期一次应力加二次应力为230M Pa ,其限值为3S m =341.4MPa 。

由此可知法兰应力满足分析法设计的要求。

3.3 主法兰应力讨论通过力学分析,可知阀门结构应力的主要来源是内压及主螺栓预紧载荷。

通过计算得出,中法兰螺柱的实际横截面积A b 远大于所需的横截面积A m ,这造成了在确定中法兰螺柱的设计载荷时,垫片压紧工况的载荷W d2远大于设计工况的载荷W d1。

实际上,只要螺栓预紧载荷超过W d1,即可满足使用的条件,而W d2只是螺栓预紧载荷的上限值,以防过分拧紧螺栓而损伤法兰。

对于本文所分析的法兰和螺栓,如果按W d1来进行螺栓预紧操作,将会造成法兰应力不必要的增大。

因此,在确定中法兰螺柱的设计载荷时,若以设计工况的载荷为主要参考值,将对改善主法兰的应力状况有很大的好处。

按规范法对主法兰所做的应力计算和评价,从计算结果分析,其主法兰的应力水平已经很接近于对应的应力限值。

按分析法对阀门主体所做的应力计算和评价,从计算结果分析阀门的承压边界的应力水平并不算很高,尚有一定的安全裕度。

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