反应堆压力容器金属O形环密封性能研究

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1、试验研究反应堆压力容器金属!形环密封性能研究贺寅彪，曲家棣，窦一康（上海核工程研究设计院，上海"##"$$）摘要：采用%&’(%)*+软件，对反应堆压力容器双道金属!形密封环进行弹塑性大应变接触分析，给出在不同压紧量下的回弹量，并与试验结果进行比较。关键词：反应堆压力容器；!形密封环弹塑性接触；%&’(%)*+中图分类号：,-#."；,/0$1文献标识码：2文章编号：0##0345$（6"##4）#73###73#4!"#$%&’(")#*%+,-."/"#-0)+&1"2#$33-%&’+4."#02+-5-"//,-"6"//"$789%&3:%#+，;<=%#3>%，?

2、3<9%3@#&’（&8)9:8);<=+>?)*@9:;9??*;9:A?B?)*+8)9CD?B;:9E9BF;F=F?，&8)9:8);"##"$$，’8;9)）A:/2-#02：E9F8;BG)G?*F8??>)BFHG>)BF;++H9F)+F)9)>IB;BJH*!3*;9:HJ*?)+FH*G*?BB=*?K?BB?>L)B+)**;?CH=F=B;9:%&’(%)*+BHJFL)*?(,8?C;JJ?*?9FBG*;9:3M)+NB=9C?*F8?C;JJ?*?9FF;:8F?9;9:+H9C;F;H9BL?*?HMF);9?C)9C+HOG)*?CL;F8F

3、8?G*?K;H=BF?BFB(B"CD+->/：*?)+FH*G*?BB=*?K?BB?>；!3*;9:；?>)BFHG>)BF;++H9F)+F；%&’(%)*+统的专题性研究［0Q1］，进行多项试验和研究分析，在0引言此基础上，编制了用于核容器密封分析的程序系统反应堆压力容器是主回路冷却剂压力边界屏障,&2R及其改进版&%@’，该程序依据!环的压扁性中的一个重要设备，属于核安全一级设备，在核电厂能试验，将!环对反应堆压力容器法兰螺栓系统的服役期内不可更换，其寿命期决定了整个电厂的服接触问题，简化为变刚度杆，模拟!环在法兰面压役年限。它主要用来装载反应堆堆芯，其内包容高紧

4、与分离时的加、卸载反力。当时由于分析手段的温、高压、含放射性的冷却剂，要求在各种正常运行限制，未能对!环本身进行弹塑性大应变的计算分工况、试验工况条件下，结构均能保持完整，不发生析。作为对过去工作的扩展，本文采用%&’(%)*+容器的无延性断裂破损和放射性物质的泄漏。反应程序对!环进行弹塑性大应变分析，模拟其试验条堆压力容器的密封性能直接关系到核电厂能否正常件和运行条件两种情况，并将计算结果与试验和实开堆运行，而密封失效是较容器的疲劳失效、安定性测数据进行比较，二者符合良好。失效和断裂失效更为基本的失效形式。为了装卸反"结构简述和有限元分析模型应堆堆芯和堆内构件，反应堆压力容

5、器必须有一个可拆卸的顶盖；为防止放射性物质泄漏，要求密封结"S0结构简述构的安全可靠，所以通常采用双道镀银!形环的密反应堆压力容器采用与压水堆容器标准系列相封结构。似的结构型式，即用焊缝将半球形底封头、筒体段、在设计我国第一座核电厂———秦山$##%P核接管段构成筒体部分。顶盖部分由法兰和半球形封电厂时，曾对反应堆压力容器的密封机理开展了系头焊接而成。顶盖和筒体通过螺栓连接，为防止放万方数据·7·=9>?反应堆压力容器金属!形环密封性能研究>(*-"@A(;-00#射性物质泄漏，顶盖和筒体之间用表面镀银的双道-.-有限元分析模型金属!形环密封。结构简图如图"所示。-.-."材

6、料参数秦山40067核电厂反应堆压力容器!形环采用%&’(&)*,"$材料，根据运行温度下材料的屈服强度和拉伸曲线，确定材料的硬化模式：初始屈服强度：!#08"04#69:，弹性模量：".;$/"0169:，硬化模式：!8!（"<"）0.-，如图-所##0$示。图-%&’(&)","$材料硬化模式-.-.-有限元模型图"反应堆压力容器结构简图针对!形环性能试验的有限元分析模型如图4容器法兰和顶盖采用#$根的螺栓来连接紧固，所示。并借助两道同心配置在顶盖密封槽中的%&’(&)*+,"$合金的自紧式镀银!形环来密封。!形环采用!"-.,/".-,的镍基合金无缝焊制而成，表面镀银层

7、厚度0."120.--33。在两道!形环的外侧各设置有泄漏检测系统，如有泄漏，则可通过温度信号报警。该密封结构具有如下特征［#］：（"）封口直径大：这是为了满足装换料的要求。大开口导致结构形式具有法兰高而狭，螺栓密而粗。图4用于性能试验分析的有限元模型（-）螺栓预紧力控制严格：有精细的预紧程序针对运行条件分析的有限元模型如图#所示，和定量拉伸要求，螺栓载荷不均匀度在-"以下。模型中考虑双道!形环的共同作用。（4）容器内表面和密封面堆焊不锈钢覆盖层：防止铁素体钢材与含硼冷却剂的直接接触而导致腐蚀。（#）!