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1、辅助给水电动泵抗震分析和抗震试验摘 要对于核电站，凡是与核扩散有关的结构物、设备都要求只出现弹性变形或较小的非弹性变形，并且还要保证机电设备及仪器在运行基准地震（OBE）下的安全运转，保证与安全停堆有关的设备与仪器在安全停堆地震（SSE）下的安全运转。为了验证辽宁红沿河核电厂一期工程辅助给水电动泵能承受SSE而不损坏，即在发生SSE期间或之后，能保证结构完整性和可运行性，采用有限元软件ANSYS对辅助给水电动泵（包括泵体、泵盖、泵轴、泵底座等）进行了建模和抗震分析。分析结果表明，在设计压力、自重、管道载荷、地震载荷等的共同作用下：辅助给水电动泵的承压部件满足RCC-M的要求，能够保证结构的完整
2、性，能够在地震期间及之后连续运行；泵体与泵底座的联接螺栓以及地脚螺栓的应力满足RCC-M-附录Z VI的要求；泵转子的相对变形小于转动件与静止件之间的间隙，不会产生摩擦；泵转子的静强度和疲劳强度的安全系数远大于许用安全系数，保证了泵的可运行性。通过在地震台上采用多频波法对泵的三个正交轴向同时进行激振及采用地震台台面的加速度信号作为控制信号完成OBE和SSE地震试验，验证了该辅助给水电动泵在规定的地震载荷作用下及作用后的结构完整性和功能完好性，以及理论分析的正确性。关键词：有限元模型；抗震分析；模态；抗震试验；辅助给水电动泵Seismic Analysis and Test of theAuxi
3、liary Feedwater Motor-driven PumpAbstractFor nuclear power station, all structures, equipment related to nuclear pervasion are required to have only elastic deformation or small non- elastic deformation. It is ensured that machinery & electric apparatus and instrument properly operate under operatin
4、g basis earthquake (OBE). It is also ensured that equipment and instrument related to safe shut-off properly operate under safe shutdown earthquake (SSE).In order to verify that the auxiliary feedwater motor-driven pump for Liaoning Hong Yanhe Nuclear Power Plant Phase I can withstand SSE without an
5、y damage, that is during or after SSE, completeness of structure and operation can be ensured, finite element analysis software, ANSYS is applied to analysis on model building and seismic analysis for the auxiliary feedwater motor-driven pump (including barrel, cover, pump shaft and pump base plate)
6、. It is shown in the result that with the mutual effect of design pressure, weight, pipe load, motor torque and seismic load:-The pressure retaining components of the auxiliary feedwater motor-driven pump can meet RCC-M, ensure completeness of structure and continually operate during and after earth
7、quake;-Stress of connecting bolt between barrel and pump base plate can meet Appendix Z VI of RCC-M;-Relative deformation of pump shaft shall be less than clearance between rotating parts and static parts without friction. Safety factor of static strength and fatigue strength for pump shaft shall be
8、 far more than the required factor to ensure operation of the pump.By multi-frequent waves on test table for seismic, excite the three orthogonally axial at the same time. Taking acceleration signal for seismic test table as controlling one to complete OBE&SSE seismic tests, completeness of structur
9、e&function for the auxiliary feedwater motor-driven pump with the effect of required seismic load and after the effect, and correctness of theory analysis are verified.Key words：finite model；seismic analysis；mode；seismic test；the auxiliary feedwater motor-driven pump目 录声明中文摘要Abstract第1章 绪 论11.1 国内外现
10、状和发展趋势11.1.1 世界核电发展趋势概况11.1.2 我国核电发展现状及趋势21.2 课题研究的目的和意义31.3 抗震分析的背景51.3.1 静力法61.3.2 反应谱法71.3.3 动力法81.4 本文研究的主要内容8第2章 辅助给水电动泵的设计和工作情况102.1 设备描述102.2 地震环境112.3 对抗震分析的要求172.4 材料特性172.5 工况和载荷组合192.6 本章小结20第3章 泵的有限元模型及模态分析213.1 ANSYS大型有限元软件的介绍213.2 力学分析模型223.3 模态分析243.3.1 理论基础253.3.2 模态分析263.4 本章小结32第4章
11、 辅助给水电动泵的抗震分析334.1 概述334.2 泵的抗震分析334.2.1 载荷和约束条件334.2.2 应力分析344.3 本章小结53第5章 辅助给水电动泵的抗震试验545.1 概述545.1.1 试验目的545.1.2 试验内容545.1.3 试验设备仪器545.2 抗震试验565.2.1 地震载荷565.2.2 抗震试验前的状态检查605.2.3 动态特性探察试验605.2.4 OBE抗震试验605.2.5 SSE抗震试验625.2.6 抗震试验后的状态检查655.3 本章小结66第6章 结论67参考文献 68致谢 71第1章 绪 论1.1 国内外现状和发展趋势1.1.1 世界核
12、电发展趋势概况自上世纪五十年代以来，美苏等工业发达国家在进行核军备竞赛的同时，也竞相发展核电站，至七十年代进入发展高潮。截至2009年1月底，全世界共有438台核电机组（另有5台长期关闭），总装机容量为3.71亿千瓦，有44台建设中的核电机组，核电运行经验达约1万堆年。乌克兰的切尔诺贝利3号机组是2000年关闭的唯一一台核电机组。核电约占全世界电力供应的17%，83%的装机容量在工业化国家，共有18个国家的核电比例超过25%，其中法国最高，为76.4%。现有核电的单机容量为1000MW以上的超过60%，尤其以1200MW机组为多。从发展趋势看，在今后30年内将会有更多国家和地区拥有核电站，预计
13、到2050年，核电站总数将达到1000座，核发电量将占总发电量的约三分之一，由此可见核电将成为电力工业的重要支柱。从总体上看，世界核电产业发展进入了调整期。东欧以及亚洲一些发展中国家和地区经过多年摸索后，普遍加快了发展核电产业的步伐。为普及洁净型燃料，韩国已计划在整个电力生产结构中，将核能发电的比重由1995年的36.3%提高到2015年的46.3%。印度现有9套核电机组在运行，另有5套正在建设之中。俄罗斯在2010年以前将兴建并投产23座核电站。泰国、印度尼西亚、菲律宾和马来西亚等都有发展核电的明确计划。发达国家工业界对核电的竞争力依然确信不疑，因其发电成本低廉，同时不会释放出大量有害气体而
14、造成温室效应。为解决石油资源枯竭和温室效应等问题，科学家正在加紧研究开发除核能之外的替代能源，如风能、太阳能、地热和水力发电等。但太阳能和风能暂时还无法满足新的能源需求，相比之下，核能的优势与地位难以替代。为进一步加强核电站的安全性，保持核电技术的竞争优势，许多发达国家对核电发展政策做了调整，即从“量”上的建设转变到重点开发新技术的“质”的建设上来。到2015年前后，目前在运行的核电站大都将面临寿期终结，需要更新换代。另一方面，根据核电和平利用的经验教训，用户对下一代核电站的安全性和经济性提出了更新、更高的要求。全世界对环境保护意识的加强也给核电的发展带来了新的机遇1-4。1.1.2 我国核电
15、发展现状及趋势我国从20世纪80年代开始建造核电站，主要经历了两个阶段：第一阶段，从1985年建造秦山核电站开始到1994年大亚湾核电站2台机组发电，花了10年时间建成了2座核电站、3台机组，总装机容量为210万千瓦。这一阶段我国采用了两种建设管理模式，一是自力更生的会战式；二是从法国引进的商业堆项目管理方式开展建设。这是在核电建设初期，两种建设模式衔接性较小。第二阶段，从1996年建造秦山二期开始，陆续建设了秦山三期、岭澳一期及田湾等核电站，第二阶段共建设4座核电站、8台核电机组，总装机容量为712万千瓦。这一时期国家采取了多条技术路线并又从两个国家引进核电技术的建设管理模式，而没有采用在原
16、来引进技术的基础上吸收创新的建设管理模式。从2005年开始，我国核电建设进入第三阶段。国家批准在广东岭澳、浙江秦山扩建4台核电机组；在辽宁红沿河、福建宁德、福清和广东阳江等地分别建造4台二代加机组；同时，在浙江三门、山东海阳启动核电自主化依托项目的建设，共建设4台美国AP1000机组；在广东台山建设2台法国EPR机组。此外，国家还在组织重大科技专项大型先进压水堆和高温气冷堆核电厂自主设计的技术研究，准备自主开发中国品牌的先进反应堆技术。到2007年，我国核电机组的装机容量已达到922万千瓦，占全国电力装机总量的1.4%左右。这一阶段国家明确了我国采用第三代核电技术，成立了国家核电技术公司，在国
17、务院核电领导小组的决策下发展核电。可以说，中国核电建设任重道远，核电发展面临历史性的大好机遇。但从总体来看，发展的速度还比较慢，装机容量比例还较小。目前世界总发电量中核电的比例约为16%，我国只占2%左右5。核电技术总的发展趋势为大型、性能先进、非能动、经济、简化、高安全性和可靠性。自1954年，前苏联建成电功率为5MW的实验性核电站以来，核电技术的发展可以划分为第一、二、三、四代。第一代核电站是指各国在五十年代开发建设的实验性原型核电站，证明了利用核能发电的技术是可行的；第二代核电站是指上世纪七十年代至现在正在运行的大部分商业核电站，证明了发展核电在经济上是可行的；第三代核电技术是指满足美国
18、用户要求文件（URD）或欧洲用户要求文件（EUR），具有更高安全性和经济性的新一代先进核电站技术；第四代核电技术是指目前正在进行概念设计和研究开发的，在反应堆和燃料循环方面有重大创新的核电站，其安全性和经济性更加优越、废物量极少、无需厂外应急、具有防核扩散能力，第四代核电技术最快也只能在2030年以后才能开始商业应用。中国核电技术主要以二代改进型和三代AP1000型技术为主，二代改进型主泵为三级串联式轴封泵，三代AP1000主泵为屏蔽式无泄漏泵。我国核电发展方针政策为：按照采用先进技术、统一技术路线为原则，以市场换技术，通过以我为主，中外合作，选择国外技术合作伙伴，组织国内条件好的企业和研究单
19、位消化引进技术，形成自主设计和建设中国品牌核电站能力，百万千瓦级压水堆核电设备制造能力23套/年。实现核岛系统、常规岛系统设计和核岛、常规岛设备制造国产化，掌握整套百万千瓦核电半速汽轮发电机组及其辅机的设计、制造技术，第一台机组本土化率达到50%以上，第二台达到70%左右。国产化包含多方面的内容，由于设备费用约占核电站总造价的二分之一，设备国产化是核电国产化的重点。1000MW级的大型核电机组到2010年，通过技贸结合、引进技术、联合设计、以我为主、外方支持的生产模式消化吸收，设备国产化率由原计划50%提高到80%，甚至全面实现国产化。我国核电在立足自我的基础上，关键技术引进、消化、吸收，并加
20、强材料、工艺、试验、服务等方面的学习，努力向世界水平靠拢，完全掌握核电用泵制造技术，达到100%国产化，摆脱关键核电用泵受制于人的局面6, 7。1.2 课题研究的目的和意义随着全球经济的蓬勃发展，能源的可持续发展问题日渐突出。尽管我国的能源资源较丰富，但人均拥有量少，在能源资源结构方面，煤炭的比重偏大，能源资源和经济发展的地域分布很不平衡。据预测，至2020年，对一次能源的总需求约为2430亿吨标煤，而煤、天然气、水电最多只能供应21亿吨标煤，有39亿吨标煤缺口，至2050年缺口达到20亿吨标煤以上。要弥补巨大能源缺口，从国际市场（主要是石油与天然气）和开发海外资源来大量进口石油和天然气等清洁
21、能源，则无论是从国际市场的供应潜力，还是从国家的能源安全保障考虑, 都是不可行、不可取的。核能是目前最有希望能大规模替代化石能源的一次能源。核电的燃料是铀，据已探明的铀资源估计，中国铀资源可提供50核电容量、能够使用40年。根据目前了解的地质状况，中国可能拥有更大的铀资源蕴藏。此外，中国还在进行快中子增殖堆（简称快堆）的开发研究，快堆是一种以快中子引起易裂变核铀-235或钚-239等裂变链式反应的堆型。快堆的一个重要特点是：运行时一方面消耗裂变燃料（铀-235或钚-239等），同时又生产出裂变燃料(钚-239等)，而且产大于耗，真正消耗的是在热中子反应堆中不大能利用的、且在天然铀中占99.2%
22、以上的铀-238，铀-238吸收中子后变成钚-239。在快堆中，裂变燃料越烧越多，得到了增殖。快堆是当今惟一现实的增殖堆型。如果把快堆发展起来，将压水堆运行后产生的工业钚和未烧尽的铀-238作为快堆的燃料也进行如上的多次循环，由于它是增殖堆，裂变燃料实际不消耗，真正消耗的是铀-238，所以只有铀-238消耗完了，才不能继续循环。理论上，发展快堆能将铀资源的利用率提高到100%，但考虑到加工、处理中的损耗，一般来说可以达到6070的利用率，是压水堆燃料一次通过的利用率的130160倍。铀资源在国际上被认为是一种准国内资源。核发电成本中天然铀采购费只占1/15。而在天然气联合循环发电技术中，天然气
23、费用大约占到发电成本的75%，1座100万千瓦核电站运行1年需要的天然铀费用为720万美元，而1座100万千瓦天然气联合循环发电厂运行1年所需天然气的费用为1.2亿美元，相差达17倍之多。此外，天然铀运输和贮存都很方便，贮存的基础设施的费用和贮存管理费也很低。中国有国产加浓铀元件制造的技术和设施，在国际市场有利的情况下还可以大量购进天然铀，譬如购进二三年或三四年的消费量，用于战略储备，以应付突发事件，是一个很好的能源安全保障途径。因此，大力发展核能，对于改善我国能源供应结构，降低环境污染，保障国家能源安全和经济安全具有重要意义8。在核电站中，无论核岛、常规岛，还是辅助设施，泵都是十分重要的设备
24、。在各系统的循环中泵完成各种功能的液体输送，以实现将反应堆的热量带到蒸发器，并在驱动汽轮机发电机组发电的过程中完成凝结水给水的循环。同时泵又是实现核岛安全功能的重要设备，在事故状态下，各种紧急启动的核安全级泵，通过补水、冷却、喷淋确保核岛的安全。因此，以核主泵为代表的核电关键用泵是核电机组的心脏设备，其国产化直接关系到我国核电建设的自主化和长远发展，关系着我国经济命脉的安全。地震对于人类的严重危害是人人皆知的，现在人们对付地震这种自然灾害仍处在预防阶段。核电设备尤其要考虑到这点，因此核电站设计必须要做抗震设计。核电站设计已日趋成熟和完善，但核电站安全的重要性仍是不可忽视的。核电站设计的一个重要
25、概念就是层层设防，其目的是9：（1）防止出现危及人类安全的事故；（2）万一出现了事故，应控制在尽可能小的范围内。红沿河核电项目是国家“十一五”期间首个批准开工核电项目，是东北地区第一个核电站，是辽宁省有史以来最大的单个投资项目，是目前我国完全自主设计、自主制造、自主建设的国产化程度最高的核电站。红沿河核电站四台百万机组一次批准开工建设，表明经国务院批准的核电中长期规划正式启动实施，我国能源结构调整迈出了实质性步伐。沈鼓集团是国内唯一具有核安全一、二、三级泵设计、制造资格的企业，也是唯一具有生产核安全一级泵（即核电主泵）产品业绩的企业。目前，沈鼓集团已经将核电用泵的国产化作为公司的首要工作，根据
26、国内核电市场发展趋势，通过自主研发辅助电动给水泵样机，实现核级泵设计、制造及成套技术的突破。本课题研究对象是以红沿河核电站一期工程1#、2#机组为依托进行研制的辅助给水电动泵样机。辅助给水电动泵在载荷作用下，转子、轴承等处的振动摆度可能会超过允许值，造成转动部件和支撑系统较大的动应力。严重时，会发生定、转子间的碰撞和摩擦，造成磨损和破坏，从而给屏蔽泵系统的安全可靠运行带来很大的危害。因而按照核安全法规HAF021543的要求，需要验证核用给水泵的安全性，并对给水泵进行抗震计算，进行结构完整性及可运行性分析。抗震分析研究的目的在于证明核级泵在运行基准地震（OBE）和安全停堆地震（SSE）期间或之
27、后，能保证结构完整性，包括承压边界完整性以及泵的可运行性。具体要求如下：辅助给水电动泵承压部件，即泵体、泵盖、吸入段、泵底座、泵法兰及承压螺栓的完整性；泵底座和联接螺栓以及地脚螺栓满足强度要求；在地震和最大接管载荷共同作用下，保持可运行性，转动件与静止件之间的相对变形应小于它们之间的间隙，不影响运转。并通过进行核泵抗震试验对比抗震分析的理论研究。样机研制合格后将与中广核工程有限公司签订正式供货合同。核电关键用泵国产化的成功，既能打破国外垄断，迫使国外同类厂商在中国市场上大幅度降低其产品的价格，间接为国家节省大量外汇；又能填补国内空白并加入国际市场竞争，具有重大的经济效益核社会效益，更重要的是反
28、映一个国家的科学技术水平和国力。1.3 抗震分析的背景根据人类对地震的研究总结出的地震发生机理，地震时，地面发生的振动的频率是在0.1Hz到10Hz之间。这种地面振动属于低频率、高强度、短周期随机振动。因此，对于有抗震要求的设备，要采用抗震设计来保证它的安全13。结构的地震反应决定于地面的振动和结构特性，特别是结构的动力特性。因此，抗震分析的水平也是随着人们对这两方面认识的不断深入而不断提高的。我们先来看一下地震荷载的特点。地震荷载是地震时地面运动对结构的作用，这是一个十分复杂的问题。它的复杂性主要表现在以下几个方面：首先是地面运动的复杂性，地面运动的复杂性表现为多向性和随机性。所谓多向性，指
29、地面运动是复杂的空间运动，可以分解为6个分量，即3个平动分量和3个转动分量。在一般的抗震设计中不考虑转动分量这个因素。从国内外大量的强震记录来看，竖向运动分量平均约为水平分量的50%。由于对建筑物进行结构设计与计算时首先要考虑能够承担垂直荷载，因而水平加速度或者与其相应的水平荷载将是最为危险的，所以在计算中垂直载荷常被忽略。在震中区，竖向分量也可能大于水平分量，它对某些结构的破坏作用不可忽视。地面运动的随机性，是指它的大小及随时间的变化规律不可能预先确知而且还是一个多维非平稳随机过程。为简化计算，常作为一维平稳随机过程或一维平稳化随机过程进行分析。其次，地基土对地震反应的影响也是很复杂的，但是
30、在把地震的三个转动分量忽略掉的同时就是把地基看作了刚体，此时地基的影响就没有了。最后是结构体系的复杂性，表现在：(1)结构是一个复杂的空间体系，特别是还有很多非结构构件的影响；(2)结构的非线性；(3)结构各部件间的节点或连接质量的好坏往往对结构是否破坏起决定作用。近几十年来，人们对地震动的谱成份和各类结构的动力特性有了深入认识。因此，对系统的结构分析也随之有了相应的进展。目前系统的抗震分析方法主要有三种：静力法、反应谱法和动力法，分别简述如下10-12。1.3.1 静力法20世纪初，人们己经开始在结构抗震设计中采用一些经验法则。1920年，日本的大森房吉教授提出了所谓的静力理论。假设结构为绝
31、对刚体，地震时各部分的加速度与地面一样，取其最大值用于结构抗震设计。因此，若以W表示结构某一部分的重量，则由于地震作用使这一部分重量产生的最大惯性力的绝对值为 (1.1)式中 地震时地面的最大水平加速度；重力加速度；地震系数或者震度，其值一般随地震的烈度的增大而增大，是地震强烈程度的指标。1.3.2 反应谱法在取得若干强地震时的地面运动记录后，1940年美国皮奥特(Biot)教授提出了弹性反应谱的概念，使结构抗震设计理论大大的向前迈进了一步。早在五十年代就广泛的为各国规范所采用，而且，至今仍然是我国和世界上许多国家结构抗震设计规范中地震作用计算的理论基础。按照反应谱理论，作为一个单自由度弹性体
32、结构的底部剪力或地震作用为： (1.2)式中 F作用在结构上的地震载荷以及底部剪力；W结构的重量；K地震系数；动力系数；C综合影响系数；地震影响系数。表示结构最大加速度是地面最大加速度的倍数，根据已有的标准反应谱资料取；C既反映结构弹塑性带来的抗震潜力和结构对地面运动的抑制，也包括了施工质量和运行条件等因素，一般取值为1/41/3；(1.2)式与(1.1)式相比，多了一个动力系数和综合影响系数C，是结构周期T和临界阻尼比的函数。这表示结构“地震作用”的大小不仅与地震强度有关，而且还与结构物的动力特性（自振周期、阻尼比等）有关，也是地震作用区别于一般重力荷载的主要特征。随着震害经验的积累和科研工
33、作的不断深入，人们逐步认识到建筑场地（包括表层土的动力特性和覆盖层厚度）、震级与震中距对反应谱形状的影响，考虑到上述各种因素，一般的抗震设计规范都规定了不同的反应谱形状。与此同时，利用振型叠加法原理，有效的将上述概念用于多质点体系的抗震计算。它是以结构自由振动的N个振型为广义坐标，将多质点体系的结构振动分解为N个独立的等效单质点体系的振动。利用抗震设计反应谱首先求出前几个振型的最大地震反应，然后按照一定的组合法则，求出结构的地震总反应。它能比较仔细的考虑结构的动力特性，并根据结构的振型曲线确定地震作用的分布，是当前工程设计中应用最广泛的方法。美国Housner在40年代后期己经注意到了地震动的
34、随机特性。到60年代初，美、日、苏和我国都对此问题以及结构地震反应的随机理论展开了研究。其成果不仅为结构地震反应提供了合理的并被工程界普遍接受的“平方和的平方根”(SRSS )振型合并方法，更重要的是为以后发展的抗震设计概率理论奠定了基础。1.3.3 动力法从表征地震动的振幅、频谱和持时三要素来看，抗震设计理论的静力阶段，考虑了结构高频振动的振幅的最大值；反应谱阶段虽然同时考虑了结构各频段振动振幅的最大值和频谱两个要素，而“持时”却始终未能在设计理论中得到明确的反映。1971年美国圣费南多地震的震害，使人们清楚的认识到“反应谱理论只说出了问题的一大半，而地震动持时对结构破坏程度的重要影响没有得
35、到考虑”，从而推动了采用地震动加速度过程a(t)来计算结构反应过程的动力法的研究，即时程分析法。这一新理论不但考虑了地震动的持时，还更进一步考虑了地震动过程中反应谱所不能概括的其他特性。1.4 本文研究的主要内容本文主要做以下几方面的工作：（1）简介泵设计和工作情况 对辅助给水电动泵的设计和工作环境进行概述，根据RCC-M15对所给材料确定其力学性能，为以后的模态分析、抗震分析打下基础。（2）简化出泵的有限元模型 辅助给水电动泵的抗震分析模型考虑了泵体、泵盖、吸入段、吸入隔板、轴承托架、泵轴、叶轮、底座等部件，根据结构的几何特点，采用集中质量单元、梁单元和实体单元来建模。其中，泵轴上的叶轮作集
36、中质量处理；泵轴用梁单元来模拟；泵体、泵盖、吸入段、吸入隔板、轴承托架和底座等用实体单元描述。（3） 对泵进行模态分析 应用大型有限元分析软件ANSYS对核泵进行模态分析得出其前5阶固有频率和振型，以了解辅助给水电动泵的基本结构动力学特性，确定进行抗震分析采用何种分析方法。（4）对泵进行抗震分析 考虑设计压力、管道载荷、地震载荷、自重等载荷，应用大型有限元分析软件ANSYS对核泵（泵体、泵盖、吸入段、泵底座、泵法兰、泵转子系统）进行事故工况下的抗震分析。对泵螺栓、泵转子系统进行校核，最后作出应力评价。（5）泵的抗震试验 在中国核动力研究设计院进行辅助给水电动泵的抗震试验，根据试验数据对比理论分
37、析结果并给出相应说明。第2章 辅助给水电动泵的设计和工作情况2.1 设备描述辽宁红沿河核电厂一期工程的辅助给水电动泵的安全等级为 RCC-P3级，规范等级为RCC-M2级，抗震类别为1A14。辅助给水电动泵系统在核电站中被列为专设安全设施系统。其在核电站中的主要功能是作为蒸汽发生器主给水泵或系统供水发生故障时的备用泵。同时，在某些工况下，辅助给水电动泵及其系统则替代主给水泵及其系统进行工作，排出反应堆的释热，即：机组启动及反应堆冷却剂系统的加热；热停堆；使反应堆冷却剂系统冷却至余热排出系统可以投入运行的程度。从安全角度来看，当主给水系统的任何一个环节（如主给水泵、给水管路、低压给水加热器系统、
38、凝结水抽取系统、凝汽器真空系统）发生故障时，则辅助给水电动泵及其系统立即投入运行以排出堆芯剩余热量，直到余热排出系统投入运行。本课题研究的辅助给水电动泵为多级卧式离心泵，泵轴和电机轴通过膜片联轴器相连接。泵吸入口和排出口均为竖直方向。泵（包括泵体、泵盖、泵轴、叶轮、轴承、轴承托架、轴承盖、密封件和螺栓等）通过泵底座固定在混凝土地基上，电机通过电机底座固定在混凝土地基上。考虑到泵与电机之间的联轴器只传递扭矩，因此可以将泵和电机分开来进行抗震分析42。图2.1 辅助给水电动泵的结构示意图Fig. 2.1 Structure diagram of the auxiliary feedwater mo
39、tor-driven pump泵体和泵盖通过16个M36螺栓连接；泵体通过4个M42螺栓与泵底座连接；泵底座是两块厚100mm的矩形钢板，通过6个M42地脚螺栓安装在混凝土地基上。泵（包括泵体、泵盖、泵轴、叶轮、轴承、轴承托架、轴承盖、密封件和螺栓等）的质量约为3200kg；泵底座的质量约为970kg；泵进口配对法兰的质量约为9.5kg；泵出口配对法兰的质量约为19.6kg。主要设计参数如下：泵的设计压力：15MPa泵的设计温度：常温电机额定功率：560kW电机额定转速：3000r/min2.2 地震环境辅助给水电动泵机组安装在标高-4.1m处。根据红沿河核电厂一期工程辅助给水电动泵技术规格书
40、14中的相关规定，标高-7.0m和0.0m处的1/2SSE楼层反应谱如图2.22.5所示。根据技术规格书中的相关规定，地震载荷考虑三向地震动，三个地震分量作用是同时发生的，如果一个部件支撑在几个不同的高度上，对于每个方向，应使用一条包括所有这些标高的人工包络谱。对两个标高的楼层反应谱进行线性插值46，可以得到-4.1m处的楼层反应谱的包络谱，见表2.5、表2.6。对应于SSE的加速度可按1/2SSE的两倍来计算，该值是保守的。地震引起的应力是由于3个危险并相互独立的加速度同时作用产生：2个相互垂直的水平方向加速度；1个竖直方向加速度。 1/2 SSE 阻尼比：（2，4，5，7，10）%图2.2
41、 水平方向反应谱（标高：-7.0m）Fig. 2.2 The horizontal response spectrum(elevation:-7.0m)表2.1水平方向反应谱（标高：-7.0m）Table 2.1 The horizontal response spectrum (elevation:-7.0m)频率（Hz）加速度（g）2%4%5%7%10%0.200.0450.0410.0390.0370.0332.400.470.3470.3150.2750.2453.300.475.580.507.800.500.3550.3250.2850.259.140.340.2650.2550.
42、240.2210.50.340.2650.250.2350.21519.00.2250.1850.170.1625.50.1350.1250.1250.120.1234.00.110.1l0.110.1137.50.11100.00.110.110.110.110.111/2 SSE 阻尼比：（2，4，5，7，10）%图2.3 竖直方向反应谱（标高：-7.0m）Fig. 2.3 The vertical response spectrum (elevation: -7.0m)表2.2竖直方向反应谱（标高：-7.0m）Table 2.2 The vertical response spectru
43、m (elevation:-7.0m)频率（Hz）加速度（g）2%4%5%7%10%0.200.0280.0260.0250.0230.0212.300.3350.230.2050.180.168.250.3350.2350.2150.1950.17517.60.310.2050.1850.160.1320.00.120.120.120.1235.00.0780.0780.0780.0780.078100.00.0780.0780.0780.0780.078 1/2 SSE 阻尼比：（2，4，5，7，10）%图2.4 水平方向反应谱（标高：0.0m）Fig. 2.4 The horizonta
44、l response spectrum (elevation:0.0m)表2.3水平方向反应谱（标高：0.0m）Table 2.3 The horizontal response spectrum(elevation:0.0m)频率（Hz）加速度（g）2%4%5%7%10%0.200.040.040.030.030.032.500.470.360.310.280.253.500.470.370.340.310.275.581.020.700.620.510.437.801.020.700.620.510.439.140.850.590.500.4111.500.350.290.270.250.
45、2421.500.350.290.270.250.2427.000.200.180.180.180.1840.000.160.160.160.160.16100.000.160.160.160.160.161/2 SSE 阻尼比：（2，4，5，7，10）%图2.5 竖直方向反应谱（标高：0.0m）Fig. 2.5 The vertical response spectrum (elevation:0.0m)表2.4竖直方向反应谱（标高：0.0m）Table 2.4 The vertical response spectrum (elevation:0.0m)频率（Hz）加速度（g）2%4%5%
46、7%10%0.200.03 0.028 0.03 0.0250.023 2.300.33 0.24 0.22 0.18 0.16 8.250.21 0.19 13.10.38 0.26 0.24 17.50.16 17.60.38 0.26 0.23 0.19 20.00.15 0.14 0.14 0.14 0.14 31.50.092 0.092 0.092 0.092 0.092 100.00.0920.0920.092 0.092 0.092 表2.5 水平方向反应谱的包络谱（标高：-4.1m）Table 2.5 The envelope spectrum of horizontal response spectrum (elevation:-4.1m)OB
