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[摘 要]本文主要论述了如何按照核安全法规（HAF003）以及压水堆核岛机械设备设计和建造规则（RCC-M）的要求进行核电站用泵的设计，意在强调设计过程要规范、要合理，既对泵设计自身有利，同时也为能达到法规和核安全局要求。
[关键词]核电泵 RCC-M 抗震分析 设计过程
中图分类号：TH38 文献标识码：A 文章编号：1009-914X（2017）02-0096-01
随着国内核电大发展和核电泵国产化的程度日益加深，越来越多的核电站用泵要在国内的各大泵厂设计制造，其设计过程也需要按照核安全法规（HAF003）以及压水堆核岛机械设备设计和建造规则（RCC-M）要求规范化、合理化，下面具体介绍下。
1.泵设计的输入依据
这是一个龙头性文件，是设计工作的依据，通常以指买方设计院或者工程公司提供的“技术规格书”以及买卖双方签订的“技术协议”为基础。这两个文件中对泵设计提出了详尽具体的要求，比如设计标准、设计压力、工作压力、工况点、管口载荷、地震谱及地震载荷、性能允差、振动噪声指标、轴承寿命、密封形式及寿命、润滑方式、轴的临界转速要求等。根据各个项目的质量大纲要求和质保分级，在质保等级为Q1和Q2时必须单独编制设计输入文件以作为设计可控文件和核安全局审查文件。
2.设计分析和策划
有了设计输入文件即有了设计要求后，泵设计部门或个人就要有针对性进行设计分析和策划，即分析如何设计才能达到要求。经过设计分析后可形成一个设计策划文件来系统描述将要进行的设计工作。这个文件将设计工作量化、直观化、可控，泵厂的其他部门比如质量部门、项目管理部门等可根据此文件进行质量和进度的控制。
3.设计分析评审
本评审是针对设计方案的评审，通常由企业内设计经验丰富的专家来评审，评审后形成评审文件。
4.设计过程
经过上面的过程就要进行设计的实质阶段了。
4.1 水力设计
泵的水力设计是泵水力部件模型的设计开发过程。现有的有资质的核电泵制造厂都有自己的多种多样的各行业泵产品和水力模型，核电泵的水力性能参数通常都可以直接找到合适的且久经实践检验过的水力模型，或者稍加改动即可满足要求，所以通常不需要重新设计开发水力。事实上核电站的制造周期和安全性要求也通常不会给泵厂重新开发设计水力和验证的时间。在各行业使用业绩良好的泵水力模型均是良好的选择对象，如果有核电站、电站、电厂的类似工况业绩的水力模型则更优。
4.2 结构设计
现有泵产品的结构形式已经足够丰富，基本可以满足核电站对泵结构形式的要求，只是结构尺寸可能需要重新设计来满足要求，比如空间尺寸要求、抗地震要求等。
4.3 材料设计
国内“二代加”核电站建造均执行RCC-M规范，对泵产品主要零部件的材料也要执行RCC-M规范。通常买方设计院或工程公司都对材料有明确的规定，国内采购时有都编有详尽的材料采购技术条件文件。文件中将国内外材料有详尽的化学成分对比、机械性能参数对比、检验及方法对比等，泵厂要按此文件进行材料设计和检验。由于RCC-M规范对材料的各方面参数要求比较高，正常国产的材料大多不能满足RCC-M的要求，所以泵材质多为非标的特殊材质，要特殊控制一些元素的含量乃至热处理过程和检验方法。这一过程中材料供应商要提供详尽的质保大纲、质量计划以及材料的物理化学性能参数等。
4.4 零部件设计
零部件设计是结合水力设计、结构设计、材料设计、设计计算及计算书的形成、图纸及文件形成等过程进行的，简要介绍如下：
4.4.1 承压件的设计
泵的承压部件属于过流件，是泵部件的中的关键部件，更是RCC-M要考核的承压边界零部件，包括泵壳、泵盖、机封压盖、泵体法兰及紧固件（螺栓/螺柱、螺母等）、主螺栓/螺柱、螺母（用于紧固泵壳与泵盖）等。这些部分的计算应该按照RCC-M的相关章节进行计算，计算方法和公式等都很清楚，注意材料的抗拉强度和屈服强度参数的选取和载荷组合与应力准则的对应。为提高设备的抗震性能这些零件应考虑进行补强设计。泵壳泵盖在遇到腐蚀性介质还要考虑腐蚀余量。
4.4.2 转子部件的设计
转子部件主要是指叶轮、轴、轴承、键等零件。这些零件的计算RCC-M没有硬性规定但又是设计中不能缺少的，可以按机械学、水力学、材料学等计算其盖板强度和叶片厚度；键也需要强度计算；轴承需要计算强度和寿命；轴需要进行强度、挠度、转角、疲劳、临界转速等计算。这里需要提的是即使轴的挠度满足了自身的要求还要考核该挠度是否能满足静止部件和转动部件之间的间隙要求（叶轮耐磨环和壳体耐磨环之间的间隙要求）。
4.4.3 其它零件的设计和文件
其它一些结构性零部件可以按照企业积累的经验进行设计，这些零件也应考虑进行补强设计。这个时候要编制和设计相关的其它文件了，各个企业的要求不尽相同，但设计计算书是必要的且要经过买方设计院的审批。
5.设计评审
这个时候的评审是针对以上设计结果的评审，一般由企业的设计、制造专家、买方设计院或者业主专家进行共同评审，主要评审设计过程是否正确、图纸文件等是否正确全面、制造工艺上是否能实现等等。最后评审专家们要给出明确评价结论并形成文件。
6.抗震计算和分析
经过上面的设计过程应该说一种核电站用泵的设计图纸已经完备了，但核电站用泵大多有抗地震要求，要求在地震过程中能保证设备的整体性以及动静件之间的相对稳定性。这时候就必须进行抗震计算分析并形成报告呈送买方设计院审批。买方的设计审查、质保审查以及国家核安全局审查都很关注该报告。虽然在上述设计中提到为提高抗震性能对设备进行了补强设计，但应该怎样补强、在何部位补强和补强程度却多是依据设计经验。抗震计算和分析是应用有限元分析方法及理论，借助计算机软件模拟受力工况和地震工况建立计算模型进行分析、计算，得出泵组的几阶自震频率、泵壳泵盖等零件应力分布情况、主螺栓及锚固螺栓的受力情况、轴系的强度、轴的挠度和临界转速、动静件间隙变化情况等等多方面地数据结果。这里得到的具体数据结果可能和前面的设计计算书中的结果不一致乃至相差很大，这没有关系，因为这属于计算方法上的差别，但结论应该一致。如果抗震分析结论为不合格则需参照此结果进行重新設计或补强设计，然后再分析，直至结论一致。从这个方面看抗震计算和分析为人脑设计计算提供了一种验证方法。
7.设计验证
对于设计最强有力验证莫过于制造样机进行性能试验、运转试验、抗震试验（上试验台模拟地震），得到的数据和结论都比较直观，有说服力，但经过试验的泵不能用来供货服役，造成周期长、成本高，对新开发研制的泵比较适用；而对于成熟的产品或者稍加改型的产品则更多进行理论方面的设计验证，但性能试验和运转试验还是需要的，买方会通常将这方面的要求列入产品的试验或者检验方面。
8.结束语
核电泵的制造周期长，过程繁琐，其间有多方参与的检查和监查，对过程及文档都有特殊的要求，因此规范核电泵的设计过程十分必要，过程文件的编制和保存也同样重要，既可以养成良好设计习惯，也可以避免很多设计失误。
参考文献
[1] 《RCC-M》，核工业标准化研究所，2000年版北京.
[2] 《核电厂质且保证安全规定》，国家核安全局批准发布，核安全法规HAF0215安全导则，1996年北京.
[3] 《质量管理体系要求》中国国家标准化管理委员会，2000年北京.
[关键词]核电泵 RCC-M 抗震分析 设计过程
中图分类号：TH38 文献标识码：A 文章编号：1009-914X（2017）02-0096-01
随着国内核电大发展和核电泵国产化的程度日益加深，越来越多的核电站用泵要在国内的各大泵厂设计制造，其设计过程也需要按照核安全法规（HAF003）以及压水堆核岛机械设备设计和建造规则（RCC-M）要求规范化、合理化，下面具体介绍下。
1.泵设计的输入依据
这是一个龙头性文件，是设计工作的依据，通常以指买方设计院或者工程公司提供的“技术规格书”以及买卖双方签订的“技术协议”为基础。这两个文件中对泵设计提出了详尽具体的要求，比如设计标准、设计压力、工作压力、工况点、管口载荷、地震谱及地震载荷、性能允差、振动噪声指标、轴承寿命、密封形式及寿命、润滑方式、轴的临界转速要求等。根据各个项目的质量大纲要求和质保分级，在质保等级为Q1和Q2时必须单独编制设计输入文件以作为设计可控文件和核安全局审查文件。
2.设计分析和策划
有了设计输入文件即有了设计要求后，泵设计部门或个人就要有针对性进行设计分析和策划，即分析如何设计才能达到要求。经过设计分析后可形成一个设计策划文件来系统描述将要进行的设计工作。这个文件将设计工作量化、直观化、可控，泵厂的其他部门比如质量部门、项目管理部门等可根据此文件进行质量和进度的控制。
3.设计分析评审
本评审是针对设计方案的评审，通常由企业内设计经验丰富的专家来评审，评审后形成评审文件。
4.设计过程
经过上面的过程就要进行设计的实质阶段了。
4.1 水力设计
泵的水力设计是泵水力部件模型的设计开发过程。现有的有资质的核电泵制造厂都有自己的多种多样的各行业泵产品和水力模型，核电泵的水力性能参数通常都可以直接找到合适的且久经实践检验过的水力模型，或者稍加改动即可满足要求，所以通常不需要重新设计开发水力。事实上核电站的制造周期和安全性要求也通常不会给泵厂重新开发设计水力和验证的时间。在各行业使用业绩良好的泵水力模型均是良好的选择对象，如果有核电站、电站、电厂的类似工况业绩的水力模型则更优。
4.2 结构设计
现有泵产品的结构形式已经足够丰富，基本可以满足核电站对泵结构形式的要求，只是结构尺寸可能需要重新设计来满足要求，比如空间尺寸要求、抗地震要求等。
4.3 材料设计
国内“二代加”核电站建造均执行RCC-M规范，对泵产品主要零部件的材料也要执行RCC-M规范。通常买方设计院或工程公司都对材料有明确的规定，国内采购时有都编有详尽的材料采购技术条件文件。文件中将国内外材料有详尽的化学成分对比、机械性能参数对比、检验及方法对比等，泵厂要按此文件进行材料设计和检验。由于RCC-M规范对材料的各方面参数要求比较高，正常国产的材料大多不能满足RCC-M的要求，所以泵材质多为非标的特殊材质，要特殊控制一些元素的含量乃至热处理过程和检验方法。这一过程中材料供应商要提供详尽的质保大纲、质量计划以及材料的物理化学性能参数等。
4.4 零部件设计
零部件设计是结合水力设计、结构设计、材料设计、设计计算及计算书的形成、图纸及文件形成等过程进行的，简要介绍如下：
4.4.1 承压件的设计
泵的承压部件属于过流件，是泵部件的中的关键部件，更是RCC-M要考核的承压边界零部件，包括泵壳、泵盖、机封压盖、泵体法兰及紧固件（螺栓/螺柱、螺母等）、主螺栓/螺柱、螺母（用于紧固泵壳与泵盖）等。这些部分的计算应该按照RCC-M的相关章节进行计算，计算方法和公式等都很清楚，注意材料的抗拉强度和屈服强度参数的选取和载荷组合与应力准则的对应。为提高设备的抗震性能这些零件应考虑进行补强设计。泵壳泵盖在遇到腐蚀性介质还要考虑腐蚀余量。
4.4.2 转子部件的设计
转子部件主要是指叶轮、轴、轴承、键等零件。这些零件的计算RCC-M没有硬性规定但又是设计中不能缺少的，可以按机械学、水力学、材料学等计算其盖板强度和叶片厚度；键也需要强度计算；轴承需要计算强度和寿命；轴需要进行强度、挠度、转角、疲劳、临界转速等计算。这里需要提的是即使轴的挠度满足了自身的要求还要考核该挠度是否能满足静止部件和转动部件之间的间隙要求（叶轮耐磨环和壳体耐磨环之间的间隙要求）。
4.4.3 其它零件的设计和文件
其它一些结构性零部件可以按照企业积累的经验进行设计，这些零件也应考虑进行补强设计。这个时候要编制和设计相关的其它文件了，各个企业的要求不尽相同，但设计计算书是必要的且要经过买方设计院的审批。
5.设计评审
这个时候的评审是针对以上设计结果的评审，一般由企业的设计、制造专家、买方设计院或者业主专家进行共同评审，主要评审设计过程是否正确、图纸文件等是否正确全面、制造工艺上是否能实现等等。最后评审专家们要给出明确评价结论并形成文件。
6.抗震计算和分析
经过上面的设计过程应该说一种核电站用泵的设计图纸已经完备了，但核电站用泵大多有抗地震要求，要求在地震过程中能保证设备的整体性以及动静件之间的相对稳定性。这时候就必须进行抗震计算分析并形成报告呈送买方设计院审批。买方的设计审查、质保审查以及国家核安全局审查都很关注该报告。虽然在上述设计中提到为提高抗震性能对设备进行了补强设计，但应该怎样补强、在何部位补强和补强程度却多是依据设计经验。抗震计算和分析是应用有限元分析方法及理论，借助计算机软件模拟受力工况和地震工况建立计算模型进行分析、计算，得出泵组的几阶自震频率、泵壳泵盖等零件应力分布情况、主螺栓及锚固螺栓的受力情况、轴系的强度、轴的挠度和临界转速、动静件间隙变化情况等等多方面地数据结果。这里得到的具体数据结果可能和前面的设计计算书中的结果不一致乃至相差很大，这没有关系，因为这属于计算方法上的差别，但结论应该一致。如果抗震分析结论为不合格则需参照此结果进行重新設计或补强设计，然后再分析，直至结论一致。从这个方面看抗震计算和分析为人脑设计计算提供了一种验证方法。
7.设计验证
对于设计最强有力验证莫过于制造样机进行性能试验、运转试验、抗震试验（上试验台模拟地震），得到的数据和结论都比较直观，有说服力，但经过试验的泵不能用来供货服役，造成周期长、成本高，对新开发研制的泵比较适用；而对于成熟的产品或者稍加改型的产品则更多进行理论方面的设计验证，但性能试验和运转试验还是需要的，买方会通常将这方面的要求列入产品的试验或者检验方面。
8.结束语
核电泵的制造周期长，过程繁琐，其间有多方参与的检查和监查，对过程及文档都有特殊的要求，因此规范核电泵的设计过程十分必要，过程文件的编制和保存也同样重要，既可以养成良好设计习惯，也可以避免很多设计失误。
参考文献
[1] 《RCC-M》，核工业标准化研究所，2000年版北京.
[2] 《核电厂质且保证安全规定》，国家核安全局批准发布，核安全法规HAF0215安全导则，1996年北京.
[3] 《质量管理体系要求》中国国家标准化管理委员会，2000年北京.