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。

本文以稳压器双锥密封结构为对象,采用多线性随动强化模型模拟了垫片的压缩回弹力学行为,探究了降温速率和螺栓预紧力变化对密封面接触压力的影响,利用基于泄漏率的密封模型对密封性能进行了科学表征,建立了以最大允许泄漏率为准则的螺栓法兰垫片连接设计方法,解决了依据ASME和GB-150规范密封设计系统在使用过程中多次发生泄漏的问题,为工业领域螺栓法兰密封系统设计提供了新的思路。

密封垫片的压缩蠕变性能是影响密封系统安全性和可靠性的重要力学性能之一,为研究现代核电运行系统中核级石墨密封垫片的蠕变性能,基于垫片压缩蠕变模型试验以及数值模拟,对比分析了预紧应力、服役温度以及垫片径向尺寸等因素对压缩蠕变性能的影响。试验结果表明:密封垫片存在一个使垫片金属环与法兰发生接触的门槛应力。在蠕变过程中,垫片压缩蠕变量随着环境温度的升高而增加,随着螺栓预紧应力的增大而增加,但垫片蠕变量受径向尺寸的影响较小。综合不同工况下垫片蠕变结果,发现其最大蠕变率为3.5%,远低于现行核电工程中对密封垫片蠕变性能的规范要求。研究表明:核级石墨密封垫片处于高温或高压环境下均具有较好的抗蠕变性能,可满足核电密封系统的可靠性要求。

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。

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。

ASME和RCC-M规范中规定了核级设备简化的弹塑性疲劳分析方法。规范中规定了泊松比效应和应力应变非线性导致的塑性修正因子（Ke）。RCC-M规范提出了分别适用于机械载荷和热载荷作用下的塑性修正因子。文中对蒸汽发生器主给水接管隔热套管进行疲劳分析,采用上述修正因子进行塑性修正并比较。结果表明在总应力中热应力占主导的情况下,ASME规定的塑性修正系数最为保守,RCC-M规定的塑性修正系数次之,泊松比效应导致的塑性修正因子保守性最小。

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。

针对某设计寿命30 a、欲再延寿20 a的核电厂反应堆压力容器,文中利用NRC-RG1.99（Rev.2）以及ASME规范等,从材料辐照脆化参数、压力-温度限制曲线、材料承压热冲击分析、快断评价的角度,讨论中子辐照对该反应堆压力容器的影响,分析结论认为,该反应堆压力容器能够满足50 a的使用寿命要求。