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浙江工业大学硕士学位论文 3 0 0 m 核电主泵维护装置及工艺关键技术研究 摘要 随着我国核电高速发展，投入运行的核电主泵也越来越多。核电主泵作为核反应堆 一回路的最关键的设备，为了确保核电站的绝对安全，按照设备技术规格书要求，每隔 8 1 0 年就必须进行一次全面解体检查。核电主泵解体检查，关键是要解决其转动水力 部件，即核电主泵内插件的高放射性物质清除及翻转检修难度大的问题。 本文针对秦山一期3 0 0 m w 核电主泵的解体检修，在秦山一期核电公司原有的核电 主泵运行维护手册的基础上，围绕核电主泵内插件，着力进行去污系统设计和检修翻转 台架专用装置设计及研究。 首先针对内插件检修翻转台架，借助s o l i d w o r k ss i m u l a t i o n 有限元分析软件，按内 插件解体维护工作过程中四种典型姿态，分别对检修翻转台架重要零部件的受力和变形 进行了分析、计算，从而确保了检修翻转台架的可靠性。 再针对内插件的去污系统，根据压水堆一回路活化腐蚀产物的特点，提出了内插件 清除放射性污染的超声波和化学联合去污工艺，并设计了系统，经实际使用，检验了去 污系统的实用性。 最后，本文通过计算和实际操作检验，对翻转台架和去污系统的设计进行了总结， 并提出了未来可以继续改进的设计弱项。 关键词：核电主泵，内插件，检修翻转台架，有限元分析，去污系统 浙江工业大学硕士学位论文 r e s e a r c ho nm a i n t e n a n c ed e v i c ea n dk e y t e c h n o l o g ya b o u tr a c t o rc o o l a n tp u m p m a i n t e n a n c ei n3 0 0 m wn u c l e a rp o w e rp l a n t a b s t r a c t t h e r ei sm o r ea n dm o r er e a c t o rc o o l a n tp u m p s ( r c p ) b e i n gp u ti n t oo p e r a t i o na l o n g w i t ht h en u c l e a re n l a r g er a p i dd e v e l o p m e n t a c c o r d i n gt ot h es p e c i f i c a t i o n ，b yw a yo ft h e k e ye q u i p m e n to fr e a c t o rm a i nc o o l a n ts y s t e m ，t h er e a c t o rc o o l a n tp u m p ( r c p ) s h o u l db e o v e r h a u lm a i n t e n a n c ea b o u te v e r yt e ny e a r st oe n s u r et h es a f e t yo ft h en u c l e a rp o w d e rp l a n t t h ep r o b l e mo fr c pi n n e rp a r t sh i g hr a d i a t i o na n dm a i n t e n a n c ed i f f i c u l t ym u s tb er e s o l v e d b e f o r et h er c po v e r h a u lm a i n t e n a n c e 。 i nt h i sp a p e r ，f o rt h eg o a lo f o v e r h a u lo fq i n s h a nn u c l e a rp o w e rp l a n t ( q n p c ) 3 0 0 m w n u c l e a rp o w e rp l a n tr c p w e 1 1r e s e a r c ha n dd e v e l o pt h ei n n e rp a r td e c o n t a m i n a t i o ns y s t e m a n dm a i n t e n a n c es p e c i a lt o o lb a s i n go nt h er c pm a n u a l t ot h ei n n e rp a r tt u r n i n gd e v i c e ，w et a k et h em e a n so fs o l i d w o r k ss i m u l a t i o nf i n i t e e l e m e n ta n a l y s i ss o f t w a r e t oa n a l y s i st h ec o m p o n e n t st h ef o r c ea n dd i s t o r t i o no ft h ef o u r t y p i c a lg e s t u r ei n n e rp a r td u r i n gt h ep r o c e s so fo v e r h a u l ，a n da f f i r m e dt h er e l i a b i l i t yo ft h e t u r n i n gd e v i c e t ot h ei n n e r p a r t d e c o n t a m i n a t i o n s y s t e m ， w e d e v e l o p e d t h e u l t r a s o n i c - c h e m i c a l d e c o n t a m i n a t i o ns y s t e ma c c o r d i n gt ot h ec o m p o n e n to ft h ep r e s s u r e w a t e rr e a c t o rm a i nl o o pa c t i v a t e dc o r r o s i o np r o d u c t s ，a n dv e r i f yt h ep r a c t i c a b i l i t yo ft h e d e c o n t a m i n a t i o ns y s t e m k e yw o r d s ：r e a c t o rc o o l a n tp u m p ，i n n e rp a r t ，t u r n i n gd e v i c e ，f i n i t ee l e m e n ta n a l y s i s ( f e a ) ，d e c o n t a m i n a t i o ns y s t e m 浙江工业大学硕士学位论文 第一章绪论弟一旱瑁记 1 1 前言 随着我国核电事业的蓬勃发展，核电的发展政策由“适度发展”变成“积极发展” 再调整为“大力发展”。核电发展目标也从原定4 0 0 0 万千瓦被悄然放大为建成7 0 0 0 万 千瓦至8 6 0 0 万千瓦、在建2 ，5 4 0 万千瓦2 4 座核电站。截至2 0 0 8 年，中国目前拥有1 1 个使用中的核电厂，总装机容量达9 1 0 万千瓦。未来1 0 年左右的时间，我国将建成的 核电总装机容量相当于7 0 8 0 座百万千瓦级的核电站。 反应堆主冷却剂泵( 简称主泵) 是用于循环主系统( 又称一回路系统) 中用来冷却 堆芯的冷却剂的唯一设备。目前，每一座核反应堆根据其环数的不同都有2 、4 台主泵， 在每个换料周期之问，主泵必须在高温高压的工况下连续可靠运行。主泵作为所有核电 站反应堆一回路主系统的最关键核心设备，其本身的安全稳定运行于核电站的安全稳定 运行息息相关：任何发生在主泵上的故障都极其容易导致严重的停机停堆事件。要确保 主泵的稳定运行，除了系统运行不出故障以外，尤其针对主泵的每一次检查和维修都至 关重要。 按照主泵的技术规格书要求，每8 1 0 年，秦山一期的2 台主泵需要进行一次全面 的解体维修。主泵作为核电站一回路最重要的转动设备，不仅体积庞大，而且制造精密。 常年在一回路输送冷却介质中的主泵，水力部件不仅体形巨大而且辐射剂量率非常高。 因此，主泵的全解体检修工作，不仅必须解决主泵内插件的高放射性问题，而且要解决 内插件组件解体和组装的安全可靠性问题。 鉴于我国大陆核电事业起步比较晚，秦山一期作为中国第一座自行设计自行建造的 商业核电站，首次主泵全解体维修在国内没有可以参考和借鉴的经验，只能借鉴不完整 的国外资料，结合自己积累的维修经验来研究出实用的技术和设备来实施主泵全解体维 修。 本文的主要目的是基于对现有设备的了解，借鉴国际同行的相关资料，通过对秦山 一期的主泵全解体工艺技术进行系统的研究，设计一套能够完全满足主泵全解体维修 中，需要的工艺流程、专用工具、专用工艺系统和厂房，满足秦山一期2 台主泵的首次 大修需要，同时也为类似高放射性大型重要核电设备的维修积累宝贵的第一手资料。 浙江工业大学硕士学位论文 1 2 主泵简介与解体检修难点分析 我公司所使用的反应堆主冷却剂泵共2 台。它是德国k s b 公司生产的r e r7 0 0 型主 泵。主泵的部分参数如下： 型号：r e r7 0 0 正常工作温度：2 0 。c 至2 8 9 。c 设计温度：3 5 0 。c 最大升温和降温速率：5 5 6 。c h r 正常工作压力： 2 8 k g f c m 2 至1 5 2 k g f c m 2 ( 2 7 5 b a r 至1 4 9 b a r ) 设计压力： 1 7 5 k g f c m 2 ( 1 7 1 5 b a r ) 水压试验压力： 2 1 9 k g f c m 2 ( 2 1 5 b a r ) 流量： 1 6 1 0 0 m 3 h r 扬程：7 5 m 必需的汽蚀余量( 在设计点：) 6 0 m 反应堆冷却剂泵部件重量如下： 带泵轴的密封壳： 6 7 0 0 k g 带传动轴的轴承箱： 6 9 0 0 k g 带管系的泵的抽芯组件： 2 4 4 0 0 k g 不带管系的泵的抽芯组件： 2 1 8 0 0 k g 轴承支座：8200kg 不带导叶和进水短管的泵壳( 干重) ： 3 3 5 0 0 k g 泵的全部转动部件： 21 8 0 k g 密封盖： 3 2 0 k g 主泵的全解体维修工作中，难度最大的部分就是对主泵内插件( 也就是主泵水力部 件) 进行解体检查。由于主泵内插件长期持续在高放射性的一回路主冷却剂中运行，经 过多个循环的长期运行后设备表面附着有一层高放射性的活化腐蚀产物。如果不能够通 过有效的方式降低内插件的自带辐射，并且在维修过程中提供有效的屏蔽，检修人员的 辐射防护安全就无法得到保障。 主泵的内插件组件由叶轮、叶轮螺母、叶轮螺栓、主泵泵轴、密封壳体等零部件组 浙江工业大学硕士学位论文 成，全部重量约为1 0 吨。在内插件的解体步骤中，我们需要使内插件在水平、垂直、 倒立几个姿态中来回转动，整个检修过程的工业安全风险非常高。另外，如果没有合适 的配套工具，检修安装配合精度也无法保障。 1 3 国内外主泵解体维修现状 秦山一期的主泵机组大体可以分为三个部分：主泵电机，主泵轴承箱、主泵本体。 其中主泵的全解体工作主要是指主泵轴承箱和主泵本体的解体工作。主泵本体的主要部 件包括由泵轴、叶轮、隔热体、泵盖组成的内插件组件以及机械密封组件和泵壳体部分。 其中泵机械密封部分为部分解体工作范围，而内插件部分则是全解体中必须解体检查的 部分。 按照主泵的技术规格书设计，压水堆核电站都会在经过一个运行周期( 1 5 、1 8 个月) 完成后的停堆换料期间，根据维修大纲和实际情况对主泵的部分设备和部件进行检查和 维修。 我国第一座商用核反应堆投入运营之前，国外同行们已经有了几十年的运行和维护 经验。秦山一期使用的主泵为德国k s b 的主泵，国内只有秦山一期的2 台是同一型号， 主泵的全解体检修工作没有任何国内同行的经验可以借鉴。 国内1 0 多座商用堆的运行和维护中，核电同行们逐渐积累一些维修经验。在欧美 系列的主泵维修中，大家对主泵的部分解体工作( 主要是主泵轴密封部分解体工作) 积 累了大量的经验，均具有比较可靠的技术和完善的检修程序。例如秦山二期已经具有主 泵机械密封静压试验的设备和技术。机械密封的压力测试对于一套使用过的机械密封是 否能够继续使用，密封的具体性能如何提供了科学的依据，为电厂节约了大量的更换机 械密封备件的经费。 在l o 多年的主泵自主维修中积累了大量的经验，设备的运行状况良好。在主泵安 装阶段，维修人员对主泵的非辐射环境中维修技术有一定的了解。但是在投入商业运行 之后，主泵的维修只局限在部分解体阶段，尚无全解体的技术能力和必要的厂房设施和 工具。 国外一些具有多年运行和维修经验的核电厂中，主泵维修技术已经比较成熟。在欧 洲的一些核电厂，由于电厂本身和核主泵的生产厂家距离比较近，电厂完全可以大量聘 请泵厂技术人员到现场负责维修工作，甚至将主泵的可拆卸部件运到泵厂的专用车间进 浙江- t 业大学硕上学位论文 行维修。 在放射性污染防护上，欧美日国家已经有比较成熟的经验。从上世纪8 0 年代起， 放射性去污的新技术1 9 船1 在一些发达国家得到了广泛地研究和运用。这其中包括物理去 污技术( 包括超声波去污技术、喷射水处理、喷丸处理、氟利昂法、) 、化学去污技术( 包 括c a n d e c o n 去污法、l o m i 去污法、p o d 与n p l o m i 去污法、n s i 去污法、t u r c o 去污法) 、 电解抛光法，如图卜1f r a m a t o m ea n pu v a m d a 技术使用的去放射性污染系统。针对核 电厂的去污，不仅包括对主泵内插件这种高放射性部件的去污，也包括整体设备的内部 去污甚至全系统的内部去污。 图1 - 1f r a m a t o m ea n pu v a m d a 技术使用的去放射性污染系统 目前国内已经开始逐渐采用一些比较先进的去污手段用于工业生产。其中的超声波 去污法也在秦山一期做过小型零部件和工件去污的尝试，由于去污手段和设备的限制， 去污效果不太理想。在大型设备的整体去污卜，国内目前没有比较可靠的技术和成熟的 经验。 j 浙江工业大学硕士学位论文 1 4 本文的研究意义与研究内容 1 4 1 本文的研究意义 截至2 0 1 1 年底我国核电的装机容量已经达到1 1 7 4 万千瓦万千瓦，到2020 年， 我国核电装机将达到40o0 万千瓦。尽管日本福岛核电站危机引发了世界关于核电发 展战略的争议，但是作为一种优势明显的清洁能源，核电在未来世界的能源战略中依然 将扮演重要角色。核电的安全，不仅仅需要从设计上进行不断的改进，同时也必须做好 电站的运行和设备维护工作。 在核电站换料检修工作中，一回路系统关键设备一一反应堆主冷却剂泵( 以下简称 主泵) 的维修是一项非常具有挑战性的工作。主泵的维修不仅涉及到大型工具的设计 3 和使用，也涉及到去放射性污染这一核电检修课题。这些问题的解决需要长期的维修经 验积累和不断的技术创新。本文主要研究目的就是通过对有关主泵的可靠性维修关键技 术问题深入研究，为主泵维修及可靠性提供技术支撑。 1 4 2 本文的研究内容 主泵的可靠性维修关键技术包括以下两个方面： ( 1 ) 主泵内插件解体配套使用的大型专用工具的设计。 ( 2 ) 放射性去污技术的应用。在考虑设备自身的安全情况下，满足放射性防护要 求、去污技术可靠、实用和操作灵活性的要求，实现对大型的高辐射部件去污处理。 在专用工具的设计方面，以k s b 泵厂原设计为依据，参考国外同行的维修经验，进 行主泵大型专用工具的补充设计，在k s b 泵厂专家的现场检查和协同调试下完成专用工 具的准备工作。 在主泵的放射性去污系统的设计上，遵循国际上流行的去污理念，主要参考国际上 核电领域专业去污公司的去污经验，依照设备对去污系统的功能要求进行设计。 本文的各章节安排如下： 第一章绪论 主要介绍反应堆主冷却剂泵可靠性关键维护技术的用途以及目前国内关键维护技 术的现状，以及本文主要研究内容、研究意义以及各个章节的安排。 浙江工业大学硕士学位论文 第二章主泵内插件检修翻转台架结构设计 对主泵的全解体过程中的难点一一内插件组件解体一一进行分析，总结出内插件的 维修技术难点，根据维修难点提出对应的检修翻转台架结构设计。 第三章主泵内插件检修翻转台架计算 针对翻转台架组件的翻转台架部分进行计算：建立翻转台架系统的s o l i d w o r k s 三 维模型以及辐照监督管的实际模型。通过s o l i d w o r k ss i m u l a t i o n 有限元分析软件，对 翻转台架系统机械结构主体的合位移以及插销接头、螺栓接头最大剪切力和轴心力进行 计算，根据这些计算结果分析翻转台架的薄弱环节，核算主泵翻转台架系统机械结构强 度是否合格。 针对翻转台架的屏蔽容器进行防辐射屏蔽性能计算，确认该部分的功能符合使用要 求： 第四章主泵内插件去污的工艺方法选用 介绍了主泵内插件的放射性来源和内插件表面放射性腐蚀产物c r u d 的构成，然后 根据放射性腐蚀产物的特性、主泵内插件去污的难点，提出了超声波化学联合去污的方 法。通过对化学去污方法和超声波去污方法的分析，根据内插件的具体情况，最终确定 了主泵内插件去污工艺的具体使用方式。 第五章主泵内插件去污工艺系统设计 根据去污原理提出去污所需要的配套的工艺设备和工艺系统，并根据工艺系统设计 了了主泵内插件的去污工艺流程。在系统调试完毕之后，我们通过实际的操作来检测去 污工艺流程过程中和去污结束后的各种关键数据，通过对数据的分析得出系统的可用性 和设备的去污效果的最终评价。 第六章总结与展望。 总结了本文的主要工作，同时也对工作中存在的不足和进一步需要开展工作的地方 进行了展望。 浙江工业大学硕士学位论文 第二章主泵内插件检修翻转台架结构设计 主泵内插件部分解体流程主泵的全解体过程中，需要重点关注的部分就是主泵内插 件组件的解体。内插件的解体是主泵全解体工作中的重点和难点。内插件部分不仅体形 巨大而且重量接近1 0 吨，装配精度却非常高。要做好内插件的检修，必须要通过检修 翻转台架这一专用工具的设计来解决设备重量和体积对检修工作的影响。 2 1 内插件组件的解体流程 主泵轴系是由1 3 铬和4 镍的合金钢经锻造而成，它由泵轴和传动轴组成。这种 设计可不必卸掉反应堆冷却剂泵电机，或拆除油润滑的推力轴承组件。即能对轴密封进 行维修。泵轴和传动轴是由端面齿刚性联轴器( 自对中端面齿轮) 联接的，这种联接保 证了轴系具有良好的对中重现性。泵转子的其它主要零部件还有：叶轮、螺旋泵、推力 盘、套筒式齿轮联轴器的下半联轴器以及若干轴套等。 主泵内插件为主泵轴系中插入泵壳内部的一部分组件的统称，由叶轮、叶轮螺母、 叶轮螺栓、主泵泵轴、密封壳体等组成。主泵内插件组件的解体检修需要对这一部分轴 系组件进行逐一拆装。如图2 - 1 主泵内插件示意图。 浙江工业大学硕士学位论文 图2 - 1 主泵内插件示意图 内插件解体检修工艺流程如下分为三个阶段： 第一阶段：内插件拆卸 1 ) 安装主泵主螺栓液压螺栓拉伸机，并逐步松开主螺栓的螺母。 2 ) 转出主螺母，使用专用吊车吊出主螺栓。 3 ) 拆除主螺栓液压螺栓拉伸机和专用吊车。 4 ) 用内六角头螺钉将四只护套固定在主螺栓上，使密封壳体与轴承支座相互固定。 拆除密封壳上的接管。 5 ) 高压冷却器和旋液器引射器上的高压管道。 6 ) 从轴承支座上拆卸高压冷却器。 7 ) 将钢丝和吊环安装在轴承支座上法兰中，确保泵内插件可以准确地垂直起吊。 8 ) 仔细地将泵内插件吊出泵壳，确保它们精确地垂直起吊，否则放下泵内构件。 9 ) 屏蔽装置装进泵壳，用塑料薄膜遮盖泵壳，并用胶带固定塑料薄膜。 第二阶段：内插件去污 1 ) 泵内插件吊在工作平台上方，使叶轮和密封壳内残存的水滴出。 2 ) 将泵内插件放入放射物品屏蔽容器中，运输到去污车间。 嚣 浙江工业大学硕士学位论文 3 ) 对泵内插件进行去污，并将其放置在装配架。 第三阶段：内插件解体 1 ) 泵内插件固定在检修翻转台架上。 2 ) 轴承支座上拆卸旋液器引射器。 3 ) 倾转泵内插件。 4 ) 敲直弹簧垫圈的弯边( 从叶轮螺母内的凹槽中搬直) 。使用叶轮螺母扳手松开叶 轮螺母，并从叶轮螺栓上取出叶轮螺母。 5 ) 将液压螺栓拉伸器固定到托架上。 6 ) 将托架挂到吊车上，并在叶轮螺栓上安装液压螺栓拉伸器。 7 ) 将液压螺栓拉伸器、分配器和高压油泵用高压软管连接起来。 8 ) 液压螺栓拉伸器升压，并采用液压螺栓拉伸器的拨杆松开螺母约1 8 0 。 9 ) 液压螺栓拉伸器降压，并从叶轮螺栓上拆除液压螺栓拉伸器，用手转出螺母。 1 0 ) 用螺栓将套筒从叶轮内拉出。 1 1 ) 将叶轮挂到吊车上，并将叶轮仔细地拉出泵轴，将叶轮放在用塑料薄膜遮盖的 木板上，并用几块方木固定( 防止叶轮滚动) 。 1 2 ) 用盖板保护叶轮的赫尔斯( h i r t h ) 式齿面。 1 3 ) 用套筒扳手松开叶轮螺栓，用麻绳将叶轮螺栓固定吊车上，并将它从泵轴上取 出。 2 2 翻转装置功能需求分析和模型设计 2 2 1主泵翻转装置功能需求分析 根据上述主泵内插件拆卸流程所述，为了保证满足现场辐射防护工作需要，同时使 内插件在较为安全的垂直状态拆装，我们需要设计主泵专用的内插件翻转装置。内插件 翻转装置按照功能主要分为三大部分：屏蔽套、翻转台架和操作检修平台。 内插件检修翻转台架的设计也1 主要考虑到以下几点功能需求： i ) 主泵内插件部分从泵壳中取出后，能够被有效地屏蔽，并且能够安全可靠地运 送到去污车间。 2 ) 主泵内插件部分能够在翻转台架上能够从垂直状态向倒立状态安全翻转，以满 浙江工业大学硕士学位论文 足检修工作的需要。 3 ) 检修翻转台架的配套结构设计口1 充分考虑到维修人员操作空间需要。在内插件达 到预期姿态后，翻转台架能够提供安全的检修平台满足检修台架上的操作需求。 2 2 2 主泵翻转装置结构模型设计 根据以上功能需求分析，内插件翻转台架的设计分为屏蔽容器、翻转部分设计和检 修平台三个部分设计。 第一部分：屏蔽容器设计 屏蔽容器的作用一方面是用于从主泵泵壳抽出来的内插件运输到去污容器途中的 屏蔽设备；另一方面也作为检修翻转台架与内插件之间安装固定的一个重要零部件。 屏蔽容器是一个带有与内插件组件上主泵主法兰面匹配的铅容器( 如图2 - 1 ) 。容器 的侧面有吊装臂和用于卡住内插件叶轮部分的定位项丝。定位顶丝是防止内插件运输和 吊运过程中损伤设备的重要防护工具。 基于放射防护的需要和设备总重量控制两方面考虑，屏蔽容器的外壳设计为l o m m 不锈钢内壳+ 2 5 r a m 铅层+ l o m m 不锈钢外壳这一方式构成，整个屏蔽容器的重量约为 1 8 4 0 k g 。 图2 - 2 屏蔽容器 第二部分：翻转台架部分设计 翻转台架转动部分由左右转动臂、上下压紧板、轴承座& 底板、液压支撑以及支架 l o 浙江t 业大学硕上学位论文 等零部件构成( 如图2 - 3 ) 。根据内插件解体流程需要，翻转台架的转动部分翻转流程如 下： 1 ) 调整屏蔽容器位置，对好螺栓安装孔，安装下压紧板。将液压支撑垂直顶起，。 使屏蔽容器的大部分重量落在液压支撑上。此时内插件组件处于吊装状态。 2 ) 松掉吊车，使用螺栓、上压紧板将屏蔽容器固定在左右转动臂上。 3 ) 微微升起吊车，使吊车处于受力状态以保护屏蔽容器和内插件。松掉液压支撑， 并向四围分开液压支撑。此时内插件组件处于待翻转状态。 4 ) 翻转内插件和屏蔽容器，使其经过水平翻转状态进入完全倾覆状态。此时内插 件组件经过水平翻转状态进入完全翻转状态。 5 ) 收起液压支撑，并顶起内插件和屏蔽容器，使其处于完全垂直状态。 6 ) 松掉吊车，拆掉吊带、卸扣等起吊工具，进行后续检修工作。 图2 - 3 屏蔽容器和内插件组装示意图 轴承座& 底板2 左转动臂3 主泵内插件4 屏蔽套和吊装保护环 5 下压紧板6 螺栓m 3 6 x 3 0 07 上压紧板8 液压支撑 第三部分：检修平台部分的设计 检修i f 台设计采川分体式设计，既平台卜j 翻转部分可以分开操作。南丁内插件在固 l 】 浙江工业大学硕上学位论文 定在翻转台架的过程和翻转的时候需要较大空间，故检修平台设计成可移动式分体结 构。平台与翻转部分可以分开操作，需要安装内插件和屏蔽容器或者翻转内插件时，分 开平台并滑到旁边。当安装或翻转操作完成后再恢复平台，使之环绕在内插件翻转台架 周围。平台结构设计同时需要考虑地面防滑以及防止高空坠落的围栏。整个平台的具体 结构示意图如下( 如图2 - 4 ) ： y 图2 - 4 配有检修平台的主泵内插件检修翻转装置示意图 2 3 本章小结 本章首先介绍了主泵轴系的材料，主泵转子部件的组成以及主泵内插件的主要零部 件：然后描述了主泵内插件解体的详细步骤，通过内插件解体的具体步骤，分析检修过 程中的难点，根据检修的需求提出主泵检修翻转台架的具体功能，最终提出主泵内插件 的结构设计。通过本章的研究，为内插件检修翻转台架的功能和结构设计的提供了充分 的依据。 i 、_ - 浙江工业大学硕士学位论文 第三章主泵内插件检修翻转台架有限元分析计算 检修翻转台架的功能需求和结构确定之后，我们需要对台架是否满足设计要求进行 检验。本文利用s o li d w o r k s 建立翻转台架系统的三维模型以及配套使用的屏蔽容器的实 际模型，通过s o l i d w o r k ss i m u l a t i o n 有限元分析软件n 1 ，对于在内插件组件解体过程中， 翻转台架的几种不同的典型工况下翻转台架零部件的受力和变形进行计算；同时也对屏 蔽容器的放射性屏蔽性能进行计算，确认整个检修翻转台架是否满足机械强度要求和辐 射防护要求。 3 1s o l i d w o r k ss i m u l a t i o n 软件介绍 s o l i d w o r k ss i m u l a t i o n 是与s o l i d w o r k s 无缝集成的快速有限元分析软件。它为机 械设计工程师在s o l i d w o r k s 的环境下，提供比较完整的分析手段。凭借先进的快速有 限元技术，工程师能非常迅速地实现对大规模的复杂设计的分析和验证，并且获得修正 和优化设计所需的必要信息。分析的模型和结果与s o l i d w o r k s 共享一个数据库，计算 结果也可以直观地显示在s o l i d w o r k s 精确的设计模型上。直观地管理分析任务、载荷、 边界条件、有限元网格和计算结果等数据，直观地列入图形化的树形分析管理器中。 3 2 翻转台架转动部分有限元计算 3 2 1 计算模型 根据s h 9 8 0 i - t c 图纸和模型计算，建模和有限元计算采用s o l i d w o r k s 和s o l i d w o r k s s i m u l a t i o n 软件。 通过分析内插件的安装和翻转过程，得到几种不同的翻转状态：吊装状态( 此时按 照没有液压支撑的极端情况来计算) 、待翻转状态、水平翻转状态和完全倾翻状态( 此 时按照没有液压支撑的极端情况来计算) 。各状态图如下： 图3 1 吊装状态 图3 - 3 水平翻转状态 图3 - 2 待翻转状态 图3 - 4 完全倾翻状态 翻转架的主要受力部件为上下压紧板、轴承座& 底板、左右转动臂。据此将 模型简化。如下图3 5 图3 8 ： 鲨鬯i 型些壁塑土兰堡堡鉴 訇3 - 5 吊装状态 图3 - 6 待翻转状态 訇3 - 7 水平翻转状态 3 2 2 材料参数 检修翻转台架所用的材州5 1 参加表3 1 所列： 訇3 - 8 完全倾翻状态 螺栓接头3 2 1 1 9 e 1 1 2 0 7 5 2 0 塑塑堡头 3 0 41 9 e 11 2 0 7 5 2 0 一 3 2 3 网格 模型选川网格t 、f i 元大小为9 0 m m ，公差为4 5 m n l 浙江t 业大学硕上学位论义 图3 - 9 网格化后的分析模型( 待翻转状态) 3 2 4 载荷和约束 模型受力：模拟屏蔽套、吊装保护环和主泵内插件所产生的重力，将由作用在内插 件上的力( 内插件组件上垂直向下粉色箭头) 来代替，分析模型本身不再计算重力影响。 水平翻转状态时，由于要考虑重心问题，所以受力位置比较特别，此位置的确定是根据 模拟屏蔽套、吊装保护环和主泵内插件三维模型确定，和实物重心位置可能有出入。 轴承座底板设为刚性体。 连接条件( 螺栓处深蓝色符号) ：下压紧板与转动臂连接的m 3 6 螺栓螺母将由插销 接头代替( 插销接头l & 3 ，2 & 4 ) ；上压紧板与下压紧板连接的m 3 6 螺钉将由螺钉接头代 替( 螺栓接头7 & 8 ) ；下压紧板、吊装保护环、主泵内插件和上压紧板连接的m 3 6 螺栓螺 母将由螺栓螺母接头代替( 螺栓接头5 & 6 ) 。 模型部件之间的接触面设定：下压紧板与吊装保护环、上压紧板与主泵内插件、下 压紧板与转动臂、轴承座底板与转动臂之间的接触面为无穿透接触：其它面接触为接 合接触。 约束条件：轴承座底板下部为固定约束( 轴承座处绿色箭头) ；半剖的主泵内插件 和吊装保护环的半剖面上设置对称约束( 泵轴处黄色箭头) 。设定如。卜- 图： 苎型奎兰婴兰兰丝堕兰 图3 1 0 吊装状态 图3 1 2 水平翻转状态 图3 1 1 待翻转状态 訇3 1 3 完全倾翻状态 3 2 5 翻转台架转动部分有限元计算得到的结果 3 2 5 1 1 ) 与图3 1 5 。 四种状态下的v o nm i s e s 应力 节装状态的v o nm i s e s 应力最大位2 2 5 m p a ，位置在下压紧板边缘。见图3 1 4 塑三些奎兰堡生兰焦堡一 图3 1 4 吊装状态y o nm is e s 应力图 e ! 1 6 93 1 5 05 e 于 图3 1 5吊装状态v o nm i s e s 应力大于i o o m p a 的应力分布 2 ) 待翻转状态的v o nm i s e s 应力，见图3 1 6 与图3 1 7 。 浙江t 业大学硕上学位论义 - 二二二= 二一 虱3 1 6 待翻转状态y o nm is e s 应力 c o l d * x ises 雕 3 88 3 4 5 l 雕 e 图3 1 7 待翻转状态v o nm is e s 应力大于3 0 m p a 的应力分布 3 ) 水平翻转状态的v o nm i s e s 应力，见图3 1 8 与图3 1 9 。 塑垩三些奎兰堡主堂垡堡茎 图3 1 8 水平翻转状态v o nm i s e s 应力 v o nx i s ( n 椭2 e i 一 1 8 7 7 m 动臂的 图3 1 9 水平翻转状态v o nm is e s 应力大于1 0 0 m p a 的应力分布 4 ) 完全倾翻状态的v o nm i s e s 应力，见图3 2 0 与图3 2 l 。 m 蚋 舭 ； ， 图3 2 0 完全倾翻状态v o nm is e s 应力 v o n 玳z e $ ( n m 2 10 03 9 i 9 e 3 5 7 52 6 68 5 8s 5 01 4 i8 3 3 4 2 5l 1 67 e 4 o0 訇3 2 1 完全倾翻状态v o nm is o s 应力大于5 5 m p a 的应力分布 3 2 5 2 四种状态下的最大合位移 1 ) 吊装状态的合位移：最大位移处位移为9 4 r a m ，见图3 2 2 。 图3 2 2 吊装状态的合位移 ( _ ) 94 3 6 e + o o o 86 4 e + o o o 7 惦3 t + 0 0 0 ro t 7 e + 0 0 0 62 ，0 + 0 0 0 55 e + 0 0 0 4 r l8 e + 0 0 0 3 ，3 le + 0 0 0 31 4 5 e + 0 0 0 23 5 9 e + 0 0 0 15 7 3 e + 0 0 0 r8 6 3 e o o l 1 0 0 0 e 一0 3 0 2 ) 待翻转状态的合位移：最大位移处位移为0 7 7 m m ，见图3 2 3 。 图3 2 3 待翻转状态的合位移 l i l 旺s ( - - ) t 1 4 5 e 一0 0 1 7lo o e 一0 0 1 6 4 5 4 r 0 0 1 58 0 9 e - 0 0 1 5 1 g 3 e 一0 0 1 4 5 18 e - 0 0 1 38 7 3 0 0 1 25 s 2 e 。o o l i9 篱e 一0 0 1 l2 ，1 e o o l 6 4 5 4 e 一0 0 2 l0 0 0 e 一0 3 0 3 ) 水平翻转状态的合位移：最大位移处位移为4 8 7 m m ，见图3 2 4 。 11 浙江t 业大学硕士学位论史 图3 - 2 4 水平翻转状态的合位移 4 ) 完全倾翻状态的合位移：最大位移处位移为1 图3 - 2 5 完全倾翻状态的合位移 3 2 5 3四种状态下的插销接头、螺栓的受力 帚装状态的插销接头受力，见表3 2 。 袤3 - 2吊装状态的插销接头受力 i ：4 嚣8 6 , 5 e + 0 0 ； e j 3 = 2 1e+o圣0 雌 2 3 羔壁生坠坚兰堡主兰垡笙茎 2 ) 待翻转状态的插销接头、螺栓接头受力，见表3 - 3 。 表3 - 3 待翻转状态的插销接头、螺栓接头受力 零件 抗剪力( n )轴心力m 1 插销接头1 1 4 3 1 01 7 插销接头21 4 0 2 9 4 9 4 插销接头31 3 7 8 1 2 9 插销接头41 4 0 1 6 4 8 2 螺栓接头52 1 0 8 2 6 4 9 8 螺栓接头6 2 1 8 0 2 6 5 3 6 螺栓接头73 8 1 2 1 9 3 6 螺栓接头82 1 4 9 2 2 2 8 3 ) 水平翻转状态的插销接头、螺栓接头受力，见表3 4 。 表3 4 水平翻转状态的插销接头、螺栓接头受力 零件 抗剪力( n )轴心力m ) 插销接头1 1 2 6 8 81 1 2 2 5 插销接头22 6 3 4 1 1 0 8 6 1 插销接头39 5 4 4 9 7 5 9 插销接头4 2 3 7 7 3 1 1 1 5 5 螺栓接头53 1 4 3 4 0 9 8 螺栓接头63 2 3 4 3 3 8 5 6 螺栓接头73 3 7 8 2 1 7 0 0 2 螺栓接头83 4 4 1 0 3 4 8 5 8 4 ) 完全倾翻状态的插销接头、螺栓接头受力，见表3 - 5 。 表3 - 5 完全倾翻状态的插销接头、螺栓接头受力 零件 抗剪力( n )轴心力( n ) 插销接头12 6 2 8 4 5 8 5 1 插销接头22 4 9 6 1 6 3 5 9 插销接头3 2 7 1 6 0 5 9 5 5 插销接头42 3 9 9 9 6 4 6 3 螺栓接头53 3 7 4 1 7 0 2 5 螺栓接头63 2 1 2 1 7 1 7 6 螺栓接头71 7 1 6 3 4 5 1 6 螺栓接头87 3 0 2 3 4 7 5 8 3 3 翻转台架支架的有限元计算 2 4 浙江丁业大学硕上学位论丈 二_ 二二二二二二二_ 一 3 3 1 支架所受载荷和约束 粉色箭头( 支架顶端处垂直向下箭头) 是模拟轴承座底座对支架的力，大小为 4 3 0 0 0 n ：支架被分为两半，在分割面上建立有对称约束。：支架底面有平面垂直约束； 支架分割面上有一条边为固定约束。 3 3 2 支架计算结果 1 ) 支架v o nm i s e s 应力 图3 - 2 6 支架网格图 图3 2 7 支架v o nm is e s 应力图 2 ) 支架位移：最大位移为0 i m m 。 图3 2 8 支架位移图 3 4 屏蔽容器的屏蔽效果计算 i r o nx is e s ( h m 2 对屏蔽容器的设计主要需要考虑屏蔽容器的放射性减弱倍数。 根据核电厂 l e 一0 0 l t 一0 0 2 一0 0 2 t 一0 0 2 一0 0 2 c a - 0 0 2 一0 0 2 回路系统放射性经验数据，构成内插件表面上的活化腐蚀层丰要有 c 0 6 0 、c 0 5 8 、o r 5 1 和s b l 2 4 等放射性核素。这些放射性核素的1 ，射线所带能量e 0 往1 2 6 浙江工业大学硕士学位论文 兆电子伏比较大，所以在设计计算中我们取e o = i 兆电子伏来计算。 对照放射性和辐射的安全使用嫡1 ( 范浑根娄云编中国科学技术出版社2 0 0 1 年第1 版北京) 一书的表3 6 至表3 7 各向同性点源y 射线减弱k 倍所需得到的2 种材 料的屏蔽厚度对照表，提取部分数据为表1 铁屏蔽层厚度减弱倍数对应表和表2 铅屏蔽 层厚度减弱倍数对应表如表3 6 和3 7 ： 表3 7 铅屏蔽层厚度减弱倍数对应表 通过插值法计算： 2 5 m m 铅屏蔽层的减弱倍数k l = 4 5 2 0 m m 的不锈钢屏蔽层减弱倍数k 2 = 1 4 所以整个屏蔽容器壳体的减弱倍数k _ - k i x k 2 = 6 3 由于内插件的辐射状况为高放射的点和较低放射性的面相结合，根据核电辐射防护 经验数据，对于这种体积超过1 米的较大设备，一般在距离放射性设备1 米的位置时， 其放射强度下降为2 0 。 故此，在计算中将由距离为1 米时的下降减弱倍数定位k o = 5 。 工作人员与屏蔽容器之间都距离有2 种情况： 1 ) 拆装内插件与屏蔽容器联之间的2 颗固定螺栓时，操作人员距离内插件本体约 为x l = l 米此时人员受到的辐射降低k 3 = k o x k = 3 1 5 倍。根据最大内插件剂量率预估 5 0 m s v h ，则此时工作人员所处环境的剂量率应小于1 5 9 m s v h 。 2 ) 内插件置于容器中，在运输途中，司机与内插件的距离x 2 2 米。设备去污期间 人员与内插件之间的距离也大于2 米。此时人员受到的辐射降低2 2 k = 1 2 6 倍。根据最 大内插件剂量率预估5 0 m s v h ，则此时工作人员所处环境的剂量率应小于0 4 m s v h 。如 果在司机和容器之间放置铅防护，这个数值会更低。 。；一 7 浙江工业大学硕士学位论文 3 5 有限元计算结果分析 3 5 1 翻转台架转动部分计算结果 1 ) 翻转台架转动部分最大v o nm i s e s 应力计算结果分析 根据翻转台架在四种状态下的最大应力、合位移以及插销接头、螺栓接头最大剪切 力和轴心力数据进行综合比较，比较结果如下表3 8 ： 表3 - 8 各种状态下的合位移以及插销接头、螺栓接头最大剪切力和轴心力 2 ) 对插销接头、螺栓接头计算结果的分析盯3 图2 2 中的零件6 所指的四个m 3 6 螺栓将在翻转过程中受到剪切。m 3 6 螺栓的抗拉 能力为： f = os a = 2 0 7 1 0 8 0 0 1 6 2 x = 1 6 6 4 7 9 n 根据抗剪强度是抗拉强度的1 2 进行计算，m 3 6 螺栓的抗剪能力为 q = os x 0 5 a = 8 3 2 3 9 5 n 此螺栓的抗剪性能对比各个状态下插销接头、螺栓接头的受力，安全系数在2 5 以 上，所以翻转台架上的m 3 6 的螺栓螺母满足力学性能要求。 根据上表数据，我们可以很清楚看到，在内插件处于吊装状态下( 无液压缸支撑时) ， 下压紧板连接处( 如图3 1 6 ) v o nm i s e s 应力为2 2 5m p a ，超过了3 0 4 材料的屈服强度 2 0 7m p a 的8 7 。 但根据翻转台架使用方法的设计，在吊运主泵内插件和屏蔽桶进行与翻转台架对接 安装时，吊车始终处于负载状态，直至翻转架下的液压缸支撑使内插件调整到垂直状态 ( 如图3 2 9 所示) ，并对好所有固定螺栓的安装孔。也就是说，如果按照正确的翻转台 架使用方法来操作是不会出现此处分析的吊装状态的，但是在台架使用过程中必须注意 遵循操作规范，避免无液压缸支撑下的吊装状态发生。 浙江丁业大学硕上学位论文 图3 2 9 带液压缸支撑的吊装状态 另外三个状态对应于翻转架在翻转时的受力情况，应力值都在屈服强度以下。但水 平翻转状态时，转动臂上的环形焊缝处有应力集中且应力值较大，应注意避免长时间保 持水平姿态。 3 5 2 翻转台架支架部分计算结果分析 根据对支架部分的计算，翻转台架支架部分的最大v o nm i s e s 应力远小于屈服力， 支架工作中的变形也很小，符合使用强度安全要求。 同时，检修翻转台架的结构设计满足检修人员的要求，便于维修人员现场操作。 3 5 3 翻转台架屏蔽容器部分结算结果 检修屏蔽容器的放射性减弱倍数满足内插件去污前的短期检修以及运输需求，满足 人员辐射防护的基本要求。 3 6 本章小结 本章首先介绍了s o l i d w o r k ss i m u l a t i o n 快速有限元分析软件的特点和使用环境； 然后采用s o li d w o r k ss i m u l a t i o n 有限元分析软件，分别针对翻转台架的四种工作状态 下，对台架的应力、位