發(fā)布時(shí)間：2020-07-16 23:37

【摘要】：核電站環(huán)行起重機(jī)屬于特種起重設(shè)備,其安裝在反應(yīng)堆壓力容器、蒸汽發(fā)生器等核心設(shè)備的正上方,運(yùn)行于核反應(yīng)堆廠房安全殼上方幾十米高的環(huán)形軌道上,主要用于核電站建設(shè)期間及正常停堆換料期間,吊裝運(yùn)輸反應(yīng)堆廠房中如蒸汽發(fā)生器、壓力容器頂蓋、穩(wěn)壓器、堆芯吊籃等各種大型重要設(shè)備,是核電站最為重要的起重設(shè)備。環(huán)行起重機(jī)屬于核電廠中與核安全有關(guān)的I類抗震設(shè)備,其自身的安全可靠性將直接影響核島的安全。為了避免出現(xiàn)環(huán)行起重機(jī)零部件及吊裝的設(shè)備發(fā)生掉落引起的嚴(yán)重核安全事故,依據(jù)相關(guān)的規(guī)范要求,環(huán)行起重機(jī)必須滿足規(guī)定的抗震性能要求�？拐鸱治鍪呛穗娬经h(huán)行起重機(jī)設(shè)計(jì)校核中最重要的內(nèi)容之一。隨著核電技術(shù)的升級(jí)及日本福島核事故的警示,新一代核電站在技術(shù)、結(jié)構(gòu)、功能、安全性等方面不斷升級(jí)進(jìn)步,抗震性能要求也不斷提升。在相關(guān)配套的大型核電環(huán)行起重機(jī)設(shè)計(jì)開發(fā)中也相應(yīng)提出了更多新的技術(shù)要求和更深入的研究?jī)?nèi)容。同時(shí)新一代核電站環(huán)行起重機(jī)的起重量、跨度、自重等設(shè)計(jì)參數(shù)不斷增大,而地震設(shè)防加速度也在不斷提高,其自身部件受力及傳遞給核島反應(yīng)堆廠房結(jié)構(gòu)受力也不斷增大,對(duì)整個(gè)反應(yīng)堆廠房結(jié)構(gòu)安全影響越來越大。因此深入對(duì)核電站環(huán)行起重機(jī)進(jìn)行抗震分析研究顯得尤為重要和迫切。本文以太原重工股份有限公司為我國自主設(shè)計(jì)的第三代大型先進(jìn)壓水堆核電站示范工程中研發(fā)的大噸位核電環(huán)行起重機(jī)為研究對(duì)象。針對(duì)新一代核電技術(shù)中首次采用柔性鋼制安全殼、環(huán)行起重機(jī)輪緣抵抗地震水平力等特點(diǎn),探索研究地震作用下環(huán)行起重機(jī)與鋼制安全殼之間的耦合動(dòng)態(tài)響應(yīng)、運(yùn)用多種抗震分析方法計(jì)算評(píng)估環(huán)行起重機(jī)及其與支撐梁、鋼制安全殼間的相互作用的關(guān)鍵技術(shù)及分析方法,確保其安全可靠性。結(jié)合有限元分析程序ANSYS對(duì)環(huán)行起重機(jī)進(jìn)行了傳統(tǒng)的反應(yīng)譜分析及考慮缺失質(zhì)量模態(tài)殘余剛性響應(yīng)的反應(yīng)譜分析,并對(duì)計(jì)算結(jié)果進(jìn)行了對(duì)比分析。明確了改進(jìn)的抗震分析對(duì)環(huán)行起重機(jī)結(jié)構(gòu)的影響及必要性。針對(duì)反應(yīng)譜分析法的不足,進(jìn)一步對(duì)環(huán)行起重機(jī)進(jìn)行了考慮其與軌道存在制造偏差時(shí)的地震時(shí)程分析研究。并依據(jù)分析結(jié)果對(duì)環(huán)行起重機(jī)車輪、軌道進(jìn)行了校核驗(yàn)證,對(duì)橋架主梁進(jìn)行了結(jié)構(gòu)改進(jìn),降低自重,進(jìn)一步校核驗(yàn)證了環(huán)行起重機(jī)在SSE地震載荷作用時(shí)的安全可靠性。減輕了自身部件受力及傳遞給反應(yīng)堆廠房受力。為大噸位核電站環(huán)行起重機(jī)自主化研發(fā)提供重要理論依據(jù)和參考。
【學(xué)位授予單位】：大連理工大學(xué)
【學(xué)位級(jí)別】：碩士
【學(xué)位授予年份】：2018
【分類號(hào)】：TH21;TM623

【參考文獻(xiàn)】

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本文編號(hào)：2758664