提出了裂纹尖端区域有限元计算分析的一种新方法。首先用Reissner型板的裂纹尖端位移场计算奇异单元的刚度矩阵；其次完成奇异单元的广义位移向量对应的刚度矩阵向节点位移向量对应的刚度矩阵的转换．使奇异单元可以直接参与总刚度矩阵的组集：最后解除了裂纹尖端奇异单元的位移的相关性．得到独立的节点位移向量对应的总刚度矩阵：该方法直接引入Rcissner型板裂纹尖端位移场．不仅减少了单元的划分．较好地模拟了裂纹尖端的奇异性，而且避免了在奇异单元和常规单元之间建立过渡单元．使裂纹尖端区域的计算在理论和计算上都得到了较大的简化。

以核反应堆系统中的安全阀密封结构为研究对象,建立了基于多孔介质理论的密封结构粗糙表面三维模型,采用Darcy定律推导了密封结构泄漏率的计算公式,研究了粗糙度、自相关长度、密封比压对表面特征的影响,以及粗糙度、密封面接触宽度对泄漏率的影响。结果表明,粗糙度与密封性能并非是线性关系,仅以粗糙度作为密封性能的评价指标是有局限性的;在粗糙度一定的情况下,自相关长度也会对密封界面孔隙率、渗透率产生影响,从而影响安全阀的密封性能;密封比压减小导致接触高度增大,使得阀座阀瓣间的孔隙率迅速增大,造成密封结构的渗漏特性增强;粗糙度的增大使得泄漏率呈非线性增大趋势,密封面接触宽度的增加使泄漏率线性减小。

为完善核级主设备密封分析及设计方法,基于稳压器人孔密封结构建立了密封数值分析模型,对石墨垫片密封接触应力进行了分析研究;结合平行圆板流动模型和多孔介质渗流模型建立了石墨垫片密封质量泄漏率理论预测模型;基于理论预测模型计算了设计工况、试验工况和启动瞬态工况下的质量泄漏率,对主要影响参数进行了分析和讨论。研究结果表明,石墨垫片密封接触应力沿周向分布较为均匀,而石墨环沿径向的中间区域接触应力值略低于石墨环两侧;在温度和压力上升瞬态中,密封接触应力随时间呈现出下降的规律,密封质量泄漏率与接触应力呈负相关,增大密封接触应力可以降低质量泄漏率,但降低效率逐渐减小,减小粗糙度可以显著降低质量泄漏率。本文分析方法可为核级主设备密封泄漏率分析和紧密度评价提供重要参考。

采用结合三维有限元分析与基于经典摩擦理论的密封液膜流场分析相结合的方法,针对某新型核反应堆冷却剂泵(简称核主泵)机械密封的6种密封面方案进行分析研究,对比各方案的液膜厚度、接触载荷、名义磨损率、低压泄漏率等关键参数。计算结果表明,6 mm槽宽的设计方案是一组性能较为平衡的设计,其密封面的性能输出特征与某进口成熟机械密封类似且略优于进口型号;带有低压补偿的直线槽方案能够大幅延长密封面寿命,但同时带来了更高的低压泄漏率。

双层安全壳核电机组的环廊密封性是核安全的重要保证，需在机组装料前完成测试。气体泄漏幂函数模型在计算民用建筑泄漏时比二次函数模型有更大的压力适用范围和更高的精度。本文以气体泄漏幂函数模型为基础，推导了环廊泄漏率的计算模型，以及带环廊负压修正的幂函数拟合方案，并采用某双层安全壳环廊密封性试验实测数据对该计算模型进行验证。结果表明，本文计算模型比带环廊负压修正的二次函数拟合方案和国外某公司使用的线性拟合方案有更高的精度，与双层安全壳实际泄漏情况更加吻合。

副密封处的摩擦性能与寿命是影响核主泵流体动压轴封寿命的关键因素,为了研究副密封处的长期运行寿命,建立了高频往复试验装置,以模拟副密封处在高压介质条件下的往复运动,获取了副密封处O型橡胶密封圈与对偶金属件在频率提高、位移幅值增加和介质压力提高3种工况下的摩擦力变化数据,结果表明核主泵流体动压轴封副密封在正常运行工况频率为25 Hz、幅值约为30μm及介质压力为5.3 MPa时处于微动弹变状态;基于正常运行工况提高频率,在不超过300 Hz时副密封处的摩擦特性基本不会改变,但超过500 Hz时摩擦特性会明显变化;基于正常运行工况增加幅值和提高介质压力,副密封处的摩擦特性也基本维持不变。可见,在300 Hz以下提高频率对副密封寿命的影响可按线性增加考虑,能有效降低寿命验证时间。

控制棒驱动机构(CRDM)检修及堆芯换料时都需要多次拆卸CRDM的耐压壳体,为解决现有耐压壳体Ω密封焊缝泄漏以及不能多次拆卸的问题,本文采用螺母压紧石墨环方案,利用石墨环的压缩回弹性能防止冷却剂泄漏,并设计一种石墨环密封组件实现快速拆卸;通过开展密封环压缩回弹测试、应力松弛测试以及密封组件泄漏率等密封性能测试试验对石墨环密封组件的密封性能进行验证。结果表明,本文设计的石墨环密封环组件满足设计要求,可以实现高温高压环境下的密封性能。

为完善弹簧金属C形环密封特性分析及设计方法,通过建立精细化分析模型,对压缩回弹特性曲线进行精确模拟,并通过试验数据验证数值方法的有效性和正确性;此外,采用试验设计方法开展结构参数敏感性系统分析,深入研究设计参数对密封特性的交互影响规律;并基于多岛遗传算法(MIGA)建立优化模型,对关键参数进行优化设计研究。研究结果表明,压缩回弹特性曲线模拟结果与试验数据吻合良好,且数值方法具有非常好的稳定性;弹簧丝直径、密封层和包覆层厚度对密封面接触压力特性产生重要影响,但弹簧丝直径不宜过大或过小;采用本文所建立的优化模型及方法,可以快速获得关键参数的最优组合,有效提高密封性能。

反应堆压力容器C形密封环由3层结构组成,在实际服役过程中,各层结构间相互作用机理复杂,多次压缩-回弹循环后,密封结构有循环松弛现象出现,导致密封性能衰退。针对上述循环松弛现象进行了实验研究,获得了C形密封环密封性能随循环次数的衰减规律,研究了其循环松弛特性;通过理论模拟计算分析获得了循环松弛规律的总回弹量、有效回弹量、工作点线载荷等特征量;通过实验与理论模拟计算结果的对比,揭示了制造工艺对循环松弛特性的影响规律。本文研究可用于指导C形密封环的服役性能评价及制造工艺控制和优化。

为探究转子偏心率对核主泵转子密封激励力的影响,基于雷诺时均N-S方程和RNG k-ε湍流模型,选取平面密封、迷宫密封和螺旋密封3种口环结构方案,对核主泵口环间隙内部流动进行数值计算,得到口环间隙区域压力、泄漏量及其密封激励力的分布规律。结果表明,模型泵性能预测值和试验值较为吻合,扬程最大误差为4.78%。在转子无偏心时,相对于平面密封,采用螺旋密封方案时口环泄漏量显著降低93.1%,而密封激励力增加63%。偏心率为10%时,口环压力分布沿周向较为均匀;当偏心率为30%时,周向靠近偏心位置处,口环间隙内部产生带状压力突升区,相对于无偏心方案,平面密封的泄漏量显著降低43.6%,而密封激励力增大4.4倍,迷宫密封和螺旋密封方案可显著降低转子偏心产生的密封激励力,其中迷宫密封可显著降低55%;偏心率为50%时,口环间隙内部带状压力突升区域偏向高压...