【摘要】：核电站环行起重机属于特种起重设备,其安装在反应堆压力容器、蒸汽发生器等核心设备的正上方,运行于核反应堆厂房安全壳上方几十米高的环形轨道上,主要用于核电站建设期间及正常停堆换料期间,吊装运输反应堆厂房中如蒸汽发生器、压力容器顶盖、稳压器、堆芯吊篮等各种大型重要设备,是核电站最为重要的起重设备。环行起重机属于核电厂中与核安全有关的I类抗震设备,其自身的安全可靠性将直接影响核岛的安全。为了避免出现环行起重机零部件及吊装的设备发生掉落引起的严重核安全事故,依据相关的规范要求,环行起重机必须满足规定的抗震性能要求。抗震分析是核电站环行起重机设计校核中最重要的内容之一。随着核电技术的升级及日本福岛核事故的警示,新一代核电站在技术、结构、功能、安全性等方面不断升级进步,抗震性能要求也不断提升。在相关配套的大型核电环行起重机设计开发中也相应提出了更多新的技术要求和更深入的研究内容。同时新一代核电站环行起重机的起重量、跨度、自重等设计参数不断增大,而地震设防加速度也在不断提高,其自身部件受力及传递给核岛反应堆厂房结构受力也不断增大,对整个反应堆厂房结构安全影响越来越大。因此深入对核电站环行起重机进行抗震分析研究显得尤为重要和迫切。本文以太原重工股份有限公司为我国自主设计的第三代大型先进压水堆核电站示范工程中研发的大吨位核电环行起重机为研究对象。针对新一代核电技术中首次采用柔性钢制安全壳、环行起重机轮缘抵抗地震水平力等特点,探索研究地震作用下环行起重机与钢制安全壳之间的耦合动态响应、运用多种抗震分析方法计算评估环行起重机及其与支撑梁、钢制安全壳间的相互作用的关键技术及分析方法,确保其安全可靠性。结合有限元分析程序ANSYS对环行起重机进行了传统的反应谱分析及考虑缺失质量模态残余刚性响应的反应谱分析,并对计算结果进行了对比分析。明确了改进的抗震分析对环行起重机结构的影响及必要性。针对反应谱分析法的不足,进一步对环行起重机进行了考虑其与轨道存在制造偏差时的地震时程分析研究。并依据分析结果对环行起重机车轮、轨道进行了校核验证,对桥架主梁进行了结构改进,降低自重,进一步校核验证了环行起重机在SSE地震载荷作用时的安全可靠性。减轻了自身部件受力及传递给反应堆厂房受力。为大吨位核电站环行起重机自主化研发提供重要理论依据和参考。
【学位授予单位】：大连理工大学
【学位级别】：硕士
【学位授予年份】：2018
【分类号】：TH21;TM623
【参考文献】
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本文编号：
2758664
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