为研究核反应堆压力容器主密封瞬态力学特性和密封性能,本文建立了主密封结构三维数值模型,分析了主密封组件在典型瞬态条件下的温度和应力分布特性,从法兰和主螺栓变形协调机理角度,研究了主螺栓应力在瞬态条件下的变化规律及内在原因,总结了密封面处法兰轴向分离量变化机制,并对瞬态循环条件下密封面累积塑性变形和法兰分离量演化规律进行了预测研究。研究结果表明,温度滞后效应导致主螺栓在瞬态条件下应力交变幅值大;瞬态温度和压力对密封面处分离量影响很大,急速升压会使得分离量快速增大;在启停堆瞬态循环作用下,密封面处分离量曲线呈现周期性特征,经历若干次循环后分离量曲线达到稳定,密封面局部弹塑性变形达到安定,整体塑性变形分布趋于均匀。

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。