蒸汽发生器是压水堆核电厂的关键设备之一,其中的传热管与管板一般采用胀管加焊接的方式保证密封性。传热管与管板之间的焊缝的几何尺寸小,应力情况复杂,同时该位置极易发生泄漏,因此该焊缝的应力分析与评价是核电厂安全的重要基础。文中采用有限元方法对传热管和管板焊缝进行了应力分析,分析中采用了多孔板等效、刚度等效和孔边环向应力等效等多种方法,简化了模型的复杂度,计算得到了各种工况下的应力情况,并按照ASME规范对其进行了评定。

采用快速高效的方法完成了含表面缺陷压力容器的疲劳评定。该方法以核压力容器常用材料为研究对象,给出了关键参数的取值和适用范围。以压力容器的圆筒形结构为典型结构、M310机组一回路温度-压力瞬态为载荷输入,归纳了应力幅值的计算式。上述研究为含表面缺陷压力容器疲劳评定做了技术储备,经工程实践检验,达到了工程应用的要求。

稳压器在寿期内要经受剧烈的温度压力变化,密封部位的泄漏有可能导致整个容器压力边界的丧失。文中对复杂稳压器人孔密封结构进行了密封分析,首次采用预应力单元的方法模拟螺栓预紧载荷,成功地克服了石墨垫片各向异性弹塑性分析难以收敛的难题。并阐述了非线性接触问题收敛性的影响因素,为稳压器等容器类密封分析提供了新的分析思路,为核动力装置平稳运行的完备性提供了依据。