浅论核电站用控制阀抗地震结构的研究改进

 在过去五十年中，自动控制阀的基本功用没有变化。只是在固定的基本性能上有所提高如增加流量系数，减少噪音，减少 气蚀和改进 流量特性。然而结构设计特性的改变十分缓慢。直到核能的出现，才使阀门制造者在阀门设计时不得不考虑到像地震这类外界力量产生的影响。本 论文从抗地震 设计的观点讨论了控制阀的改进；诸如材质的选用，驱动装置设计和结构装配、零件的装配等。

　　核电站用控制阀必须能承受地震的影响。事实上，这是美国联邦管理法规上就关于本国核电站的设计、建筑和运转等一系列广泛论题规定了必要条 件。 10CFFR50是“美国联邦设备生产和使用许可证”的代称，其附录A中列出 了“核电站通用设计标准” （GDC）。GDC一 2 中有一段中说：“核电站结构，装置和元件必须设计成能承受如地震、龙卷风、 飚 风…之类自然现象的影响”。别的GDC也可作为指示设备抗地震和动力限制的必要条件的参考。这些包括GDC一 1 ，一 4 ，一 14 和一 30 。

　　尽管名义上有，但这类未作详细说明的通用标准实际上无法执行。随着核工业的成熟，核电站设备的抗地震设计和分析也就随之明确，所有工业部门提出 的这些 GDC在今天的抗地震设计控制阀的改进中有了一席之地。核能调节委员会（NRC）发布了“标准检验方案”和“标准调节指导。”各工业组织也发布了称为 “NRC”要求标准的一系列法规和标准。建筑设计师和公用事业也开始发布有关法规，对标准调节指导，标准检验方案和许可证的申请都有明确的要求。zui后。控 阀制造 者为满足 工业上抗地震 限制条件而改进了产品结构设计。

    抗地震限制的必要条件 （SQR）

　　起初，控制阀说明书中有关抗地震必要条件通常很少，只是简单性地说一些如“这些阀门能经受住地震、龙卷风等自然现象影响”或“这些阀门在设计中 考虑了地理的影响”， 通常在这些条件中都没有定量的数值。与之形成对比的是，今天的说明书中有关抗地震条件部分在规定可接受的限制方式，设备必须限制的加速率是十分。在很 早期的工厂中，抗地震设计必要条件只是认为 当设备 安置在一个很活跃的地震带时方是必须的。在那些工厂中设备和建筑都是根据建筑法规 （VBC）的要求设计的，是采用静态的分析技术。由1965年的抗地震设计内容形成了一个所有核电站的通用条件规范。有足够的证据可以显示出地震可能在任 何一个地方发生，不论是在地 震频繁的地区还是只是在历*曾经发生过的地方，都有可能发生地震。发生于写 萨诸塞州 （1755年）；密苏里洲（1812年）南卡罗来纳洲（1876年）的几次大地震证明在核电站的设计中应考虑抗地震设计。

　　早期，大部分设备被限定使用静态的分析方式，与复杂的建筑及其它结构相比这对于结构简单的控制阀是适用的。用于这些分析的输入加速率通常以建立反应加速率为基础或甚至是以场地而不是以管线系统的反应加速率为基础，但仍然没有标准。

　　在发展的前期，专业组织为了核工业的特殊需要而建立了 各种委 领会和职业团体，对阀门制造者zui有影响的两个协会是“美国机械工程师学会” （ASME）和“电与电子协会（IEEE）。ASME中有关锅炉与压力容器规范中第3部分是专门为核电站的元件所编写的，1968年这部分成了法规草案的 雏形，并于1971年*次用它的全部内容出版发行，在以后6个月中又做了数次修改。然而，ASME— IlI 中仅指明了阀门的压力范围。根据其定义，只是有阀体、阀盖、阀杆和连接体盖的螺栓的压力范围对于阀门的其余部分即附件和驱动装置，在ASME—III中没 有提及，正因如此，在法规中只涉及压力界线完整性而没有涉及设备运行的能力。

　　为了表明在地震中和地震后设备运行的能力，就必须制订别的标准。 IEEE一 344 是zui受*的设备抗地震用参考标准。在1971年公布，1975年其主要部分做了很大的修订．尽管IEEE标明其适用于机电设备上，但其通常被*为 适用于所有设备的抗地震限定条件标准。NRC的标准检验方案3.10中讨论了机电设备的抗地震条件，在SRP 3.10中NRC阐明IEEE一 344 适用于所有类型的机电设备的抗震要求。

　　后来，直到 IEEE一 382 在1972年发布时，阀门驱动装置或阀门组件的抗地震限定要求才有一些规定。然而，那时它只是规定了阀门电动驱动装置的限定（在地震环境中）而对于弹 性隔膜驱动装置，汽缸驱动装置，液压驱动装置等没有特别的限定标准。于1980年发布的IEEE一 382 改变了这种现象，它包括了全部各种驱动装置的限定标准IEEE一 382 —1990“阀门驱动装置安全条件IEEE标准”中说明“该规范适用于所有类型的动力驱动的阀门驱动装置”。