反应堆压力容器的应力分析
核反应堆压力容器材料蠕变性能分析与评估
核反应堆压力容器材料蠕变性能分析与评估核反应堆是一种重要的能源装置，而核反应堆压力容器则是核反应堆中最关键的组件之一。
核反应堆压力容器承载着反应堆的高温、高压条件下的核反应，因此其材料的蠕变性能至关重要。
蠕变性是指在高温下，材料受到持续应力作用下，发生形状变化的现象。
核反应堆压力容器在长期使用过程中，会受到高温作用、辐射和应力等因素的影响，从而导致材料内部逐渐发生蠕变，进而影响材料的力学性能。
为了保证核反应堆压力容器的安全运行，需要对材料的蠕变性能进行分析与评估，以下是对该问题的详细讨论。
首先，需要考虑的是材料的选择。
核反应堆压力容器的材料需具备耐高温、耐辐射、高强度等特性。
常见的核反应堆压力容器材料包括低合金钢、不锈钢和镍基合金等。
这些材料在高温下具有较好的力学性能，但也会存在不同程度的蠕变现象。
其次，要进行蠕变性能分析与评估，需要进行实验测试与数值模拟两方面的工作。
通过实验测试，可以获取材料在高温高应力环境中的蠕变数据。
这些数据可以用于建立蠕变本构模型，用于评估材料的蠕变性能。
同时，还可以通过断裂韧性测试等方法，评估材料在高温下的断裂性能，以提高材料的安全性。
数值模拟是一种重要的手段，用于研究核反应堆压力容器材料的蠕变性能。
通过建立材料的蠕变本构模型，并考虑应力、应变、温度等因素，进行数值模拟分析，可以预测材料在高温下的蠕变行为。
这些模拟结果可以为设计和评估核反应堆压力容器的安全运行提供重要参考。
此外，还需要考虑蠕变性能对核反应堆压力容器的影响。
蠕变会导致材料的变形，使核反应堆压力容器的应力分布发生变化，进而影响反应堆的安全性能。
因此，需要对蠕变行为进行深入研究，评估其对反应堆压力容器使用寿命的影响。
通过分析蠕变数据和进行寿命评估，可以预测核反应堆压力容器的寿命和维修周期，以确保设备的安全运行。
综上所述，核反应堆压力容器材料的蠕变性能分析与评估是确保核反应堆安全运行的重要环节。
通过实验测试与数值模拟的相互结合，可以获取材料在高温高应力环境下的蠕变行为，评估材料的力学性能，并对核反应堆压力容器的使用寿命进行预测。
压力容器应力分析
第二章压力容器应力分析Str ess Analy si s o f Pr essur e V essel s容器设计的核心问题是研究容器在各种机械载荷与热载荷作用下，有效地限制变形和抵抗破坏的能力。
因此，容器设计的理论基础就是对容器进行充分的应力和变形分析。
2．1载荷分析L oadin g An aly si s2.1.1 载荷 L oadin g（１）压力是压力容器承受的基本载荷（２）非压力载荷分整体载荷与局部载荷：整体载荷是作用于整台容器上的载荷，重力，风，地震，局部载荷是作用与容器局部区域上的载荷，管系载荷，支座反力，吊装力等．［１］重力载荷 Gravi ty［２］风载荷 Wi ndi ng［３］地震载荷 Earth qu ake［４］运输载荷 Tran sport［５］波动载荷 Un dul ate［６］管系载荷 pi pi ng（３）交变载荷2.1.2载荷工况 L oa d State(1) 正常操作工况(2) 特殊载荷工况压力试验 ,开停车及检修(3) 意外载荷工况突然停车,化学爆炸,2.2回转薄壳应力分析 Stress Analysis of Revolution Shells壳体：一种以两个曲面为界，且曲面之间距离远比其它方向尺寸小得多的构件。
壳体的中面：与壳体两曲面等距离的点所组成的曲面。
回转壳：其中面由一条平面曲线或直线绕同平面内的轴线回转而成的壳体。
壳体的厚度：二曲面之间的距离。
薄壳：厚度t/中面曲半径R 的比值101≤为薄壳，反之为厚壳。
在薄壳应力分析中，采用弹性力学薄壳理论。
几个假设：材料连续、均匀、各向同性，小变形，各层间不挤压。
受载后的变形是小变形： 壳壁各层纤维在变形后互不挤压：2.2.1薄壁圆筒的应力 Stress in Thin －ｗalled Cylinders薄壁圆筒在内压P 作用下，产生三个方向的应力 轴向应力Φσ, 周向应力θσ, 径向应力r σ 故任一点的应力状态为二向的..求解θσσ,Φ: 采用材料力学中，“截面法”保留右边，如下图（a ）根据力的平衡：内P 作用在封头上产生向右的轴向外力 24DiP π⋅在筒壁上向左的轴向内力为 Φ⋅⋅σπDt 对薄壳：D Di ≈ 故Φ=⋅σππDt DP 24得：tPD 4=Φσ取1单位长圆环，过y 轴，作上χ轴的平面，将圆环截成两半，取右半如上图（b ）。
EJ_322_1994反应堆压力容器设计准则
表中：
3
D：重量载荷； P：压力； M：机械载荷； T：温度； M（1）：运行基准地震载荷与该工况的机械载荷的组合； M（2）：安全停堆地震载荷与该工况机械载荷的组合； L：假想事故工况下动态系统载荷。 脚码： d：设计工况； n：正常运行工况； u：异常运行工况； em：紧急运行工况； p：试验工况。 6 结构材料准则 6.1 用于反应堆压力容器的材料通常应为锰-镍-钼系列的细晶粒低合金钢、奥氏体不锈钢、 镍基合金及其制品，并参照 GB/T 15443 执行。 6.2 应按材料预定的用途、运行状态承受的应力、应变、温度、化学腐蚀及中子辐照损伤 等使用条件，以及制造工艺要求选择结构材料。 6.3 对选用的结构材料应根据使用条件及工艺要求对材料特性进行评价。这种评价应由主 管部门组织进行，并以文件形式提供评价或认可的充分依据。若进行焊接，则必须对焊接性 进行评价和验证，并以文件形式对评价或认可提供充分依据。 6.4 采用在原评价中没有考虑的新工艺时，则对这些新工艺与原评价中包含的工艺的等效 性必须予以证实，这种证实应由原主管部门或部门授权或认可的组织或专家提供的补充评价 文件为依据。 6.5 焊接材料和焊接消耗品必须由主管部门组织评价，并以文件形式提供评价或认可的充 分依据。 6.6 用于反应堆容器堆芯段筒体的铁素体低合金钢材料的参考温度（RTNDT）一般应低于-12 ℃，RTNDT 按 GB/T 15443 附录 A 确定。 6.7 对铁素体低合金钢材料的快中子辐照脆化敏感性，当没有足够的快中子辐照脆化效应 的辐照数据时，应按附录 A（补充件）进行预测和限制。 7 结构设计准则 7.1 总则 反应堆压力容器除应满足功能要求外，其结构应满足： a．规定的应力及变形； b．材料、制造和试验合理； c．检验、维护方便。 7.2 连接结构要素 7.2.1 各构件的连接应尽可能设计成在纵向截面上有相同厚度和曲率的同轴旋转壳体连 接。 7.2.2 对构件的不等厚连接应使两构件的旋转轴线重合，或中面无突变或弯折过渡。 7.2.3 不等厚构件的连接应采用适当的斜度或圆角半径过渡，以使两构件变形尽量协调。 7.3 连接焊接 7.3.1 尽可能采用大型构件以减少焊缝。 7.3.2 压力边界承压焊缝应为全焊透焊缝。
CPR1000核电厂核反应堆压力容器应力分析
４９６原子能科学技术第４２卷由于反应堆压力容器是一级核承压设备，其安全评定是非常重要的，这直接涉及到核电厂的安全运行，因此，对其安全评定要严格遵守相关的规范和标准，本工作所参照的标准和规范是压水堆核岛机械设备设计制造规范规则ＲＣＣ＞Ｍ２０００。
１计算模型根据反应堆压力容器的结构和载荷对称性［１］，忽略细微部分，对其建立１／３模型进行有限元力学计算，其中，建模基于以下几点假设：忽略反应堆压力容器顶部和底部的小开孑Ｌ；根据ＲＣＣ－ＭＢ篇规定，设计工况和试验工况下，结构强度应力计算时不计内部不锈钢堆焊层的厚度［２１；在整体计算时，对于接管与筒体接合部分即有倒角或过渡区，通过子模型技术来计算得到结构细部或局部位置的应力。
建立的有限元模型示于图１、２。
其中，图２为接管和筒体接合部位的子模型。
计算模型和子模型均采用ＳＯＬＩＤ４５号单元划分，１／３对称模型划分单元数为１０１８９１，节点数为７１３８１。
子模型单元数为９３４４４，节点数为４４３０６。
在网格划分时，计算模型大部分采用了计算精度较高的六面体映射网格。
通过不同网格密度对图１计算模型Ｆｉｇ．１Ｓｉｍｕｌａｔｉｏｎｍｏｄｅｌ计算结果敏感性对比分析，表明本工作所采用的图１、２所示网格密度符合计算精度要求。
图２子模型Ｆｉｇ．２Ｓｕｂｍｏｄｅｌ２计算思想根据ＲＣＣ—Ｍ规范，本工作计算所采用的强度准则为Ｔｒｅｓｃａ屈服准则，构件中某点处的应力强度为该点处的最大剪应力的２倍［２］，即：Ｓ＝ｍａｘ｛ＩＳ１２Ｉ，ＩＳ２３ｌ，ｌＳ３ｌｌ｝式中：Ｓ为构件中某点处的应力强度；Ｓ。
：＝口。
一口２，Ｓ２３一晚一口３，Ｓ３ｌ＝口３一口１，仃１、口２、仃３分别为：滚点处的第１、第２和第３主应力。
分析设计法要求对构件各部位的各种应力（包括温差应力）进行详细计算，并根据应力在构件上的分布、产生的原因以及对失效所起作用的差异分为一次应力、二次应力和峰值应力。
一次应力Ｐ也称基本应力，是指由外加载荷在容器中产生的应力，一次应力为直接参与和机械载荷平衡的应力类别，具有非自限性的基本特征。
压力容器应力分析
减到边界上相应内力的5％以下。因此常把这区域视为边界效应的影
响区域。一般钢材，因决定了边界效应区域的大小及衰减快慢，故称 之为边界效应衰减系数。
对圆筒壳边界效应的结论
3. 边界效应中的主要附加内力是轴向附加弯矩和周向附加力。轴
向附加弯矩引起的附加弯曲应力沿壁厚呈线性分布，在内外壁面
分别为拉伸应力或压缩应力。拉伸应力与轴向薄膜应力叠加而使 总的轴向应力加大；周向附加力引起的周向附加应力是压缩应力， 可以抵消一部分周向薄膜应力，降低边界附近总的周向应力水平。
dl2为微元体沿环向的长度；
ρθ 为微元体纬线曲率半径； ρΦ为微元体经线曲率半径； dθ 为两经向截面的夹角； dΦ为两圆锥截面的夹角。
薄膜方程
考虑微元体曲面法线方向的受力平衡，可有： 1 1 pdl1dl2 2 dl2 sin( d ) 2 dl1 sin( d ) 0 2 2
膜应力（均布部分）和一次弯曲应力（扣除一次膜应力后
的线性分布部分）。 一次膜应力对容器安全影响最大，应严格限制；对一次弯 曲应力的限制可稍宽。
一次应力
一次应力分为以下三类： 1．一次总体薄膜应力 是影响范围遍及整个结构的一次薄膜应力。它将 直接导致结构破坏。 2．一次局部薄膜应力 应力水平大于一次总体薄膜应力，但影响范围仅 限于结构局部区域的一次薄膜应力。
无力矩理论的应用
无力矩理论是一种近似分析及简化计算理论， 在锅炉及一般压力容器应力分析和强度计算中
得到广泛应用，具有足够的精确度。严格来说，
任何回转壳体都具有一定壁厚，承压后其应力
沿壁厚并不均匀分布，壳体中因曲率变化也有
一定的弯矩及弯曲应力，当壳体较厚且需精确 分析时，应采用厚壁理论及有矩理论处理。
《压力容器应力分析》课件
未来的发展趋势与展望
智能化和自动化技术的应用
随着人工智能、大数据和云计算等技术的发展，压力容器应力分析将 更加智能化和自动化，能够提高分析的精度和效率。
多物理场耦合分析的深入研究
未来将进一步加强对多物理场耦合效应的研究，以更准确地预测压力 容器的复杂行为。
实验法能够提供实际工况下的应力数据，但实验条件难 以完全模拟实际运行环境，成本较高。
有限元法适用于复杂形状和边界条件的压力容器分析， 计算精度较高，应用广泛。
根据实际需求和条件选择合适的分析方法，综合运用多 种方法进行压力容器应力分析是发展趋势。
03
压力容器应力分析的步骤
确定分析目的
确定压力容器应力分析的目的，是为 了评估容器的强度、刚度和稳定性， 还是为了优化设计或解决特定问题。
案例三：某压力容器优化设计
案例概述
某压力容器在设计阶段，需要进行优化设计 以提高其性能和安全性。
结果展示
通过图表和数据，展示优化后的压力容器在 性能和安全性方面的提升情况。
分析方法
采用优化设计方法，对压力容器的结构、材 料和工艺进行多目标优化。
结论
根据分析结果，评估优化设计的可行性和效 果，并提出相应的改进建议。
案例一：某压力容器应力分析
案例概述
某压力容器在正常工作条件下，需要进行全 面的应力分析以确保其安全运行。
分析方法
采用有限元分析方法，对压力容器的各个部 件进行详细的应力分布计算。
结果展示
通过图表和数据，展示压力容器在正常工作 条件下各部件的应力分布情况。
结论
根据分析结果，评估压力容器的安全性能， 并提出相应的优化建议。
反应堆压力容器承压热冲击概率断裂力学分析
关键词 ：反应堆压力容器 （ Ｒ Ｐ Ｖ） ；承压热冲击 （ Ｐ Ｔ Ｓ） ；概率断裂力学分析
中图分类号 ：Ｔ Ｌ ３ ５ １ ． ６ 文献标 志码 ：Ａ
１ 前 言 当反应堆冷却剂系统发生失水事故 （ Ｌ Ｏ Ｃ Ａ）
时『 包括小破 口失水事故 （ Ｓ Ｂ Ｌ Ｏ Ｃ Ａ） 和大破 口失 水事故 （ Ｌ Ｂ Ｌ Ｏ Ｃ Ａ） 】 ， 高压安全注入系统 （ Ｈ ＨＳ Ｉ ） 启动 ，冷的安注水从安注管迅速注入反应堆压力 容器 （ Ｒ Ｐ Ｖ） 。Ｒ Ｐ Ｖ 的这种过冷瞬态被称为承压 热冲击 （ Ｐ Ｔ Ｓ ｏ Ｐ Ｔ Ｓ 状态下 ，由于冷 的安注水迅速冷却 Ｒ Ｐ Ｖ 内壁 ， 在Ｒ Ｐ Ｖ 内壁产 生很 大 的拉应 力 ， 极 有 可能 导致 Ｒ Ｐ Ｖ破裂。由此可见 ， Ｐ Ｔ Ｓ 是核 电厂潜在的 主要风险之一 ，分析 Ｐ Ｔ Ｓ不但能够对 Ｒ Ｐ Ｖ 在过 冷瞬态下的安全性能做 出评估 ，还能对核 电厂整 体安 全 系统 的设 计 提供 指导 性 意见 ，对 于反 应堆 的设计和运行都具有至关重要 的意义 。 从２ Ｏ 世纪 １ ９ ７ ８ 年开始 ，美 国、欧洲、 日 本 等研究机构立项研究 Ｐ Ｔ Ｓ问题 ，至今研究方法主 要集中在确定性断裂力学分析。 国内一些机构的研 究成果也均局限在确定性断裂力学分析【 】 】 。
断老 化 ，Ｔ ￣ Ｎ Ｄ Ｔ 将 逐渐 升高 。
２ ． ３ 无延性 转变 温度 增量 预测 模型
（ （ ㈩
式中 ， ａ为缺陷深度 ， ｍ ｍ；ｔ 为压力容器壁厚 ， ｍ ｍ；『 『 为 半 椭 圆 缺 陷 多 项 式 修 正 系 数 （ 产０ ， １ ， ２ ， ３ ， ４ ） ，由表 Ｚ Ｇ ６ ２ １ ２ 确定 ； ， 为缺陷面
压力容器应力分析
c. 锥形壳体
代入区域方程得：
pR ，
2t
则
pR t
这与前边
pD 4t
及
pD 是一样的 2t
母线(mǔxiàn)为直线， xtgx r
cos 将R1R=1∞、，RR2代2=入混合(hùnhé)方程得：σθ=2σφ
代入区域方程得：
pr ， 2t cos
则
pr
t cos
可见：① 平行圆半径 r 越小，应力σφ、σθ也越小，锥顶处应力为零
第二十六页，共129页。
无力矩理论应用条件
压力容器应力
(yìnglì)分析
（1）壳体的厚度、中面曲率和载荷均应连续、没有(méi
yǒu)突变，材料物理性能相同
（2）壳体的边界处不受横向剪力、弯矩和扭矩作用
（3）壳体的边界处的约束沿经线的切向方向，不得限制边 界处的转角与挠度。
实际中同时满足这三个条件非常困难(kùn nɑn)，即理 想的无矩状态并不存在。应对的方法是按无力矩理论计算壳 体应力，同时对弯矩较大的区域再用有力矩理论修正。
第八页，共129页。
横向剪力、弯、扭矩 统称为弯曲(wānqū)内 力
压力容器应力分析
有力矩理论或 弯曲理论
无力矩(lì jǔ)理 论或薄膜理论
无矩应力状态
同时考虑薄膜内力和弯曲内力，适用于抗弯 刚度(ɡānɡ dù)大、曲率变化大
只考虑(kǎolǜ)薄膜内力、不考虑 (kǎolǜ)弯曲内力，适用于抗弯刚度小、 曲率变化小 承受轴对称载荷的回转薄壳，仅有径向力 Nφ与环向力Nθ、无弯曲内力的应力状态
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薄壳
厚壳
t/R≤1/10
t/R>1/10
压力容器的应力分析
压力容器的应力分析摘要：压力容器是指盛装气体或者液体并承载一定压力的密闭设备，广泛应用于石油化工、能源工业、军工以及科研等各个领域。
压力容器一般由筒体、封头、法兰、密封元件、开孔和接管、支座等六大部分构成容器本体。
此外，还配有安全装置、表计及完全不同生产工艺作用的内件。
高压容器筒体与封头连接区是高压容器的高应力区之一，本文主要讨论封头和筒体之间的连接区域的应力应变情况。
一．工程背景及意义核能作为一种安全、清洁、高效以及可持续发展的能源已经为各国和各个地区广泛接受,核电是我国能源战略的重要组成组成部分之一，根据《核电中长期发展规划（2005-2020年）》，我国到2020年将实现核电装机容量4000万KW，核电占比从现在的不到2%提高到4%。
积极推进核电建设对于满足经济和社会发展不断增长的能源需求,实现能源、经济和生态环境协调发展以及提升我国综合经济实力和工业技术水平具有重要意义。
反应堆压力容器是核电厂反应堆冷却剂压力边界屏障中的一个重要设备。
它主要用来装载反应堆堆芯,密封高温、高压的冷却剂,为反应堆安全运行提供所必需的堆芯控制和堆内测量的导向和定位。
反应堆压力容器属安全一级设备,因此,要求其在各种工况下均能保持可靠的结构完整性,不会发生容器的破坏和放射性的泄漏。
筒体是压力容器的主要部件,与封头或管板共同构成承压壳体,为物料的储存,完成介质的物理、化学反应及其他工艺用途提供所必需的承压空间。
封头是保证压力容器密封的重要部件。
因此,筒体和封头的连接安全性是设计和使用中至关重要的问题,对它们进行应力评定是十分必要的。
论文以大型先进压水堆核电厂压力容器筒体及封头为研究对象，基于有限元方法,完成了反应堆压力容器筒体及封头在各种工况各种载荷组合作用下的一次应力强度的计算、分析与评定,并分析各个载荷对应力分布的影响,最终得出了结构强度符合规范要求的结论。
在此基础上,本文通过简化整体模型,创建局部模型,对筒体和封头作进一步应力评定,并将计算结果与整体模型的结果进行对比分析。
第五章 压力容器的应力分析 PPT
5.2.1.3基本方程式的应用
工程上常用容器一般都由圆筒形壳体、 球形壳体、锥形壳体及椭球形壳体等典型回 转薄壁壳体构成，分别计算其径向、周向薄 膜应力。
圆筒形壳体
第一曲率半径R1=∞，
第二曲率半径R2=R
m p R1 R2
pR
pD
2
m
pR
2
pD
4
在圆筒形壳体中，周向应力是轴向应力的二
110或K1.2KR R0i ，其中内径D
i 、中径
D
、
外径 D 0 ；
厚壳： f 1 ,K f 1.2
壳体是一种以两个曲面为
界，且曲R面之10 间的距离（壁厚）远比其它方向尺寸
小的物体。
平分壳体厚度的曲面称为壳体的中面
最常见的壳体有球体、圆柱体、圆锥体、椭球壳等
压力容器特点之一：应用广泛
超期未检或未 按规定检验 56起 7%
安全装置失效 混装等其他原
因 46起 6%
血的代价
血的代价
血得代价
血的代价
血的代价
血的代价
血的代价
2007年6月15日清早5时10分，“南桂机035”号运沙船由佛 山高明开往顺德途中偏离主航道航行撞击九江大桥，导致桥面 发生坍塌，桥面坍塌约200米。后证实有4辆汽车7名司乘人 员以及2名现场施工人员共9人坠江失踪。 大桥管理方向肇事 者索赔2558万元；
图片
压力容器的结构图
液位计
管口
人孔
封头
支座
筒体
零部件的二个基本参数：公称直径DN
对于用钢板卷制的容器筒体而言，其公称直径的数 值等于筒体内径。
当容器筒体直径较小时，可直接采用无缝钢管制作 时，这时容器的公称直径等于钢管的外径。
浅析核电厂反应堆压力容器完整性问题
Ｄｉ ｓ ｃ ｕ ｓ ｓ ｉ ｏ ｎ ａ ｂ ｏ ｕ ｔ Ｉ ｎ ｔ ｅ ｇ ｒ ｉ ｔ ｙ Ｉ ｓ ｓ ｕ ｅ ｏ ｆ Ｒｅ ａ ｃ ｔ ｏ ｒ Ｐｒ ｅ ｓ ｓ ｕ ｒ ｅ Ｖｅ ｓ ｓ ｅ ｌ ｉ ｎ Ｎｕ ｃ ｌ ｅ ａ ｒ Ｐ ｏ ｗｅ ｒ Ｐ ｌ ａ ｎ ｔ
关键词 ： 核 电厂 ； 反应堆压力容器； 泄漏； 完整性； 降级 模 式
中国分类号 ： Ｔ Ｈ ４ ９ ； Ｔ Ｌ ３ ５ １ ； Ｔ Ｌ ３ ７ 文献标识码 ： Ｂ 文章编 号： １ ０ ０ １ — ４ ８ ３ ７ （ ２ ０ １ ４） ｆ ） １ — ０ ０ ４ ８ — ０ ８
ｄ ｏ ｉ １ ０ ３ ９ ６ ９ ／ ｊ ｉ ｓ ｓ ｎ １ ０ ０ １— ４ ８ ３ ７ ２ ０ １ ４ ０ ｌ ０ ０ ８
行， 为 了确保反应堆压力容器 的完整性 ， 需要在设 计、 制造 、 安装和运行 过程 中重点关注相关 问题。 介 绍 了反应堆压 力容器 的材质发展 过程、 反应堆压力容器的典型降级模式， 并对产生 降级 的原 因进 行了 分 析， 提 出了下一步预 防降级可采取的措施 ， 以确保 反应堆压力 容器 的完整 性， 进 而为核 电厂 的反应堆压力容器 的设计、 制造、 安装和运行维护 阶段提供参考。
浅 析 核 电 厂 反 应堆 压 力 容 器 完整 性 问题
张加军 ， 陈晶晶 ， 车树伟 ， 吴彦农 （ １环境保护部核与辐射安全中心 ， 北京 １ ０ ０ ０ ８ ２ ； ２ 国核工程有 限公司 ， 上海 ２ ０ ０ ２ ３ ３ ） 摘 要： 反应堆压力容器 （ Ｒ Ｐ Ｖ ） 作为核电厂重要主设备之 一， 其完整 性直接 影响到核 电厂 的安全运
ｉ ｎ ｇ Ｃ ｏ ｍ ｐ ａ ｎ ｙ ， Ｓ ｈ ａ ｎ ｇ ｈ ａ ｉ ２ ０ ０ ２ ３ ３ ， Ｃ ｈ ｉ ｎ ａ ）
结构设计知识：反应堆压力容器结构设计原理与方法
结构设计知识：反应堆压力容器结构设计原理与方法在核能领域，反应堆压力容器（RPV）是最核心的安全设施之一，它主要承担着核反应堆温度、压力及辐射等作用下核反应所引起的热力学荷载，保证反应堆的安全稳定运转，同时预防放射性物质泄漏。
反应堆压力容器结构设计应该兼顾机械强度、核热强度和辐射强度，确保反应堆内部稳定性能，并对外具有必要的保护。
下面是反应堆压力容器结构设计原理与方法的详细介绍。
1.反应堆压力容器的结构原理反应堆压力容器一般由几种厚度不同的钢板弯曲而成，压力容器的主体结构是基于双盘式结构设计原理，通过半球形底部、厚度递减的圆筒体、半球形顶部三个部分组成。
在压力容器的上下两端，各设置厚壁体结构，用于保护燃料棒束及减缓能量释放的后果。
2.反应堆压力容器的结构设计原则反应堆压力容器首要考虑的问题是耐久性和安全性，其次是方便维护和操作，以及质量和成本的问题。
基于这些原则，结构设计应注重以下几个方面：（1）强度要求：设计要满足纵向载荷和横向载荷的强度要求，确保稳定性、抗震性、抗辐射等。
同时，应该兼顾钢板较为均匀的应力分配，避免局部应力集中导致塑性翻转，从而影响压力容器的安全和耐久性。
（2）工艺技术：反应堆压力容器结构设计应该充分考虑工艺技术，以确保生产过程中的质量和公差控制，由于其由多块钢板组装而成，如果产生偏差可能影响其强度和密封性，甚至导致早期失效。
（3）耐腐蚀性考虑：核反应堆往往面临强烈的辐射和高温的腐蚀，所以设计师需要考虑到材料的耐腐蚀性能，使用相应的材料进行压力容器的设计和制造。
（4）易于维护和检修：反应堆压力容器通常需要进行定期的检修和维护，所以设计师还需考虑如何及时的取出和还原反应堆内部的零配件，确保安全，可维护，可操作该条件的实现。
3.反应堆压力容器的结构设计方法（1）有限元方法：有限元方法是一种得到结构受力变形分析结果高精度表现的方法，在反应堆压力容器结构分析设计中应用广泛。
通过计算机模拟对受力的分析，设计工程师可以预测和评估压力容器在使用过程中的力学行为和耐久性。
基于asme规范的反应堆压力容器应力分析
CFHI2019年第4期（总190期）yz.js@随着我国经济的快速发展和人民生活水平的提高，对能源的需求急剧增加，对生活质量的要求也越来越高。
传统的化石能源越来越不能满足当前工业发展的需求，也与“绿水青山”的发展理念相左。
而核能作为新型清洁能源，不仅能够提供足够的廉价能源，还可以大幅降低二氧化碳、烟尘、氮氧化物的排放量，是电力行业的重要发展方向。
核电安全是核电行业发展中最为重要的一项内容，也是影响核电行业发展一个主要因素。
其中，通过冗余设计来提高核电运行过程中应对各种事故的能力，同时通过设计更为安全的核电设备，提高核电设备的可靠性是提高核电安全的一个重要方法。
目前，核电设备设计规范主要有美国的ASME 规范、法国的RCCM 规范、日本的JIS 规范，其他如俄罗斯、加拿大和德国也有各自的设计规范。
我国在核电领域主要参考美国的ASME 规范和法国的RCCM 规范。
1965年，美国机械工程师学会将包括核反应堆压力容器、蒸汽发生器、稳压器等部件的承压容器列入ASME 第芋卷，并对核电一回路设备的设计与制造，尤其是应力分析与评定进行详细的规定。
本文就是以核电一回路设备--反应堆压力容器（RPV ）为例，以ASME 规范为参考，简要介绍设备应力分析中的过程和方法。
根据ASME 规范，反应堆压力容器为核安全1级，清洁1类，抗震等级I 级设备。
1反应堆压力容器设计简介反应堆压力容器的设计主要是基于完成基本用户要求文件（URD ）需求的情况下，结合其所受的可能载荷及可能存在的失效模式展开的。
其设计方法主要有两种，一种是常规设计，一种是分析设计。
分析设计是以弹性应力分析和塑形失效准则、弹塑性失效准则为基础的设计方法。
在分析设计中要考虑各种载荷条件可能的组合，以弹性力学薄壳理论为基础进行分析计算，根据应力的起因、来源、作用范围、性质和危害程度进行分类，再以塑形失效准则、弹塑性失效准则和疲劳失效准则为依据，用第三强度理论确定结构的具体尺寸。
反应堆压力容器爆裂机理分析
反应堆压力容器爆裂机理分析反应堆压力容器是核电站中至关重要的设备之一，其安全性对人类的未来发展有着重要的影响。
而反应堆压力容器爆裂是一种极度危险的现象，会导致严重的放射性泄漏和事故，因此理解其机理对于保障核电站的安全至关重要。
本文将深入分析反应堆压力容器爆裂的机理，从物理学和材料科学等角度出发，探讨其成因和对应的防范措施。
一、反应堆压力容器的原理反应堆系统是由反应堆本体、冷却系统、控制系统等部分组成，而反应堆压力容器是系统的重要组成部分之一。
反应堆压力容器是用于包裹核燃料并容纳反应物的设备，同时也是反应堆中最重要的安全保障措施之一。
核反应堆中的燃料，一般为铀和钚等重核素，通过核裂变放出能量。
在核反应过程中，反应堆压力容器起到转换裂变产物的作用，同时也可以保持反应堆内的高压，防止放射性材料泄漏。
一般情况下，反应堆压力容器由钢材质量构成，并在容器表面附加了高温与放射线等方面的防护层。
二、反应堆压力容器爆裂的成因然而，尽管反应堆压力容器在设计和制造中都刻意考虑到了各种情况，但在现实的使用中，仍然会出现容器失效导致爆裂的危险情况。
反应堆压力容器爆裂的成因主要有以下几个方面：1.材料老化和损伤反应堆压力容器由高强度和高耐热性的钢质构成，但是，常年的高温和强辐射环境下，钢材会发生老化和损伤。
材料老化和损伤主要表现为晶界漂移、金属脆化、应力腐蚀等现象。
这些现象都会导致反应堆压力容器的强度和耐热性下降，从而失去保护作用。
当反应堆压力容器的材料达到一定的损伤程度时，爆裂隐患就会随之出现。
2.渗漏和腐蚀由于长期的高温和辐射，反应堆压力容器内部存在各种突发事件如管道渗漏等问题。
例如，冷却剂的泄漏可能导致压力容器内部的温度和压力失衡，从而加剧材料老化和损伤。
同时，常年存在的腐蚀也会增加反应堆压力容器的脆化程度，加速其失效。
3.过载和冲击除了长期的老化和损伤，短时间内的过载和温差冲击也会导致反应堆压力容器的爆裂。
例如，当反应堆出现短时间内的大规模能量积累，而反应堆压力容器无法应对时，就会发生爆裂。
不同类型轻水堆压力容器应力分析
不同类型轻水堆压力容器应力分析轻水堆是一种重要的核反应堆类型，都涉及到压力容器。
不同类型的轻水堆的压力容器应力分析也各有不同，下面让我们来逐一了解一下。
一、普通压水堆普通压水堆的压力容器位于主反应堆水容器之内，容器内装有燃料组件和反应控制措施。
因此，容器必须经受从燃料和反应控制器支架悬挂的均布重量以及来自水重力的静压力的作用。
压力容器的应力主要来自内部工作压力和静压力。
此外，由于容器的结构决定，其中的应力也较为复杂。
例如，由于反应堆水容器内的工作压力较高，容器壁顶部应力较大，在纵向方向上，容器内的中间薄壁处的应力较高。
然而，由于容器顶部的绝对厚度较大，预应力状况较好，这些应力能够得到良好的控制和支撑。
二、沸水堆工作原理类似普通压水堆，沸水堆的压力容器内也装有燃料和反应控制措施，但与普通压水堆不同的是，反应堆的工作压力小于其沸点，因此，反应堆水容器中不存在热分层现象。
另一个不同点是，反应堆水容器中不需要紧密密封，因为压缩水与饱和水之间的流动与循环是通过底部管道和上部排气管道来实现的，两者之间有相当的空间。
沸水堆的压力容器的应变状态与压力容器的静应力主要来自水的静止压力，因此与普通压水堆的应力分析较为相似，但应注意到沸水堆的主阀室具有较大的容量，需要对其进行经验分析和数值分析，以避免较强的振动。
三、加速器驱动堆加速器驱动堆与普通核反应堆不同之处在于它们利用了粒子加速机制，可以输出足够的中子引起核反应，从而维护反基准速率的非平衡状态。
此外，它们通常具有传统的核反应堆中所使用的压水堆的几何形状和组件结构，例如燃料组件和反应控制器。
但是，它们的工作进程不同，所以压力容器应力分析也略有不同。
根据其设计，ADC反应堆的压力容器与普通压水堆的压力容器相似，其内侧容器壁的应力主要来自内部工作压力和水的静止压力。
总之，轻水堆的压力容器应力分析因其不同的工作原理而有所不同。
对于不同的压力容器，需要根据它们的结构和属性进行详尽的分析，并使用不同的技术和方法来进行应力分析，以确保这些反应堆的安全性和可靠性。
压力容器应力分析-厚壁圆筒应力分析
• 位移
•周向位移为零，只有径向位移和轴向位移
• 应变
•径向应变、轴向应变和周向应变
•分析方 法
•8个未知数，只有2个平衡方程，属静不定 问题，需平衡、几何、物理等方程联立求解 。
•2.3 厚壁圆筒应力分析
•2.3.1 弹性应力
•p0
•研究在内压 、外压作用下 ，厚壁圆筒中 的应力。
•图2-15 厚壁圆筒中的应力
•一、压力载荷引起的弹性应力 • 1、轴向（经向）应力
•对两端封闭的圆筒，横截面在变形后仍保持平面。所 以，假设轴向应力沿壁厚方向均匀分布，得：
•＝ A •（2-25）
•2.3 厚壁圆筒应力分析
• 2、周向应力与径向应力 •由于应力分布的不均匀性，进行应力分析时，必须从微元体 着手，分析其应力和变形及它们之间的相互关系。
•表2-3 厚壁圆筒在内压与温差作用下的总应力
•2.3 厚壁圆筒应力分析
•图2-21 厚壁筒内的综合应力 •（a）内加热情况；(b)外加热情况
•2.3 厚壁圆筒应力分析
•由图可见
•内加热——内壁应力叠加后得到改善，
•
外壁应力有所恶化。
•外加热——则相反，内壁应力恶化，
•
外壁应力得到很大改善。
•2.3 厚壁圆筒应力分析
•2.3 厚壁圆筒应力分析
•筒体内外壁的温差，
•厚壁圆筒各处的热应力见表2-2， • 表中
•厚壁圆筒中热应力分布如图2-20所示。
•2.3 厚壁圆筒应力分析
•表2-2 厚壁圆筒中的热应 力
•2.3 厚壁圆筒应力分析
•图2-20 厚壁圆筒中的热应力分布
•（a）内部加热
(b)外部加热
•2.3 厚壁圆筒应力分析
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第18卷 第8期 中 国 水 运 Vol.18 No.8 2018年 8月 China Water Transport August 2018收稿日期：2018-02-08作者简介：季小威（1993-），男，江苏东海人，上海理工大学机械工程学院硕士生，研究方向为计算机辅助设计。
反应堆压力容器的应力分析季小威，仲梁维，吴家胜（上海理工大学 机械工程学院，上海 200093）摘 要：反应堆压力容器在异常、事故工况下承受包括自重、负载、内压以及地震等载荷，本文拟采用反应谱法对反应堆压力容器进行应力计算，由模态自振频率分析知，反应堆压力容器的一阶固有频率大于33Hz，所以最终采用等效静力法对反应堆压力容器进行应力计算，同时对底封头、筒体、出入口接管段、法兰段、顶盖等主要部分进行应力分析，对法兰密封连接螺栓进行校核，从而证明了反应堆压力容器结构安全，同时也为不同结构的压力容器应力分析提供参考。
关键词：反应堆压力容器；等效静力法；模态分析；密封螺栓；应力分析中图分类号：TL3531 文献标识码：A 文章编号：1006-7973（2018）08-0085-03引言随着国家核电中长期发展规划的颁布，在未来我国将大力发展压水核电站。
反应堆压力容器是在高温、高压流体冲刷和腐蚀，以及强烈的中子辐照等恶劣条件下运行的。
因此在ASME 规范第XI卷要求，反应堆压力容器应采用优质材料、严格制造、完善的试验和检查技术，且在服役期间应进行定期的检查。
反应堆压力容器是承受巨大运行压力的密闭容器，也称为反应堆压力壳，反应堆压力容器起到了压力边界的作用，用于支承和包容反应堆堆芯。
反应堆压力容器作为压水堆核电站最关键的安全屏障之一，长期在恶劣的工作条件下工作，所以其结构的完整性对反应堆的安全至关重要。
反应堆压力容器由底封头、筒体、出入口接管段、法兰段、顶盖焊接而成，其内部除放置堆芯，堆芯支承结构、控制棒及直接与堆芯连接的其他部件外，反应堆压力容器属于安全一级设备，要求在各种正常运行、试验工况下，结构均能保持完整，不发生无延性断裂破坏[1]。
一、有限元模型在对反应堆压力容器进行有限元分析时，首先是建立结构的力学模型，结构计算的力学模型能够真实的模拟结构的几何形状和物理特征。
反应堆压力容器的应力分析考虑了底封头、筒体、出入口接管段、法兰段、顶盖等主要部分。
根据结构的特点，本文针对反应堆压力容器的力学模型进行简化，然后建立几何模型，在对几何模型进行网格划分得到有限元模型，反应堆压力容器的有限元模型以及模型的方向如图1所示。
图1 反应堆压力容器有限元模型二、材料属性根据压力容器的工作环境、性能指标等方面考虑，反应堆压力容器简化的力学模型所考虑的主要部件可分为底封头、筒体、出入口接管段、法兰段、顶盖，其材料均为ASME 锅炉及压力容器规范国际性规范中牌号为321的18Cr-10Ni-Ti，这一材料所使用制品形式的牌号为SA-312 TP321，螺栓的材料在ASME 中的牌号为1Cr-1/5Mo，制品形式的牌号为SA-193 B7[2]。
压力容器的设计温度在350℃左右，18Cr-10Ni-Ti 材料性能属性如表1所示，1Cr-1/5Mo 的材料力学性能如表2所示。
表1 18Cr-10Ni-Ti 材料性能温度（℃）屈服强度（MPa）抗拉强度（MPa）弹性模量（GPa） 泊松比密度（kg/m ）350 1114211700.318030表2 1Cr-1/5Mo 的材料力学性能温度（℃）屈服强度（MPa）抗拉强度（MPa）350703862三、载荷计算载荷包括自重、内压、负载及地震载荷。
（1）自重：自重以材料密度的形式添加；（2）内压：压力容器内部含有保护气体氩气，内部氩气的压力为0.03MPa；（3）负载：在压力容器中含有堆芯支承结构、堆芯以及控制棒等，这些堆内构件保守取值12t，以等效密度的方式加载在筒体以及底封头上；（4）地震载荷：压力容器在应力分析时的反应谱为输入地震载荷，地震谱标高6.21m 对应压力容器安装的最高位置。
地震谱取自标高6.21m 的OBE 和SSE 地震作用下的楼层加速度谱，抗震计算时的阻尼系数：运行安全（OBE）地震为2%，极限安全（SSE）地震为4%。
本文将该反应堆压力容器按照抗震I 类分析与评定。
抗震I 类分析需要保证运行安全（OBE）地震甚至极限安全86 中 国 水 运 第18卷 （SSE）地震发生时结构的功能性。
OBE 地震的发生对应异常工况（B 级使用限制），SSE 地震的发生对应事故工况（D 级使用限制），具体的载荷组合如表3所示。
表3 反应堆压力容器所承受的载荷组合工况 载荷组合异常工况 （B 级使用限制）自重+设计内压+负载+OBE 地震载荷事故工况 （ D 级使用限制）自重+设计内压+负载+SSE 地震载荷四、应力分析 1．边界条件本文分析的主容器为大型薄壁结构，采用吊式方式支承，安装位置在法兰底部，分析时在法兰底面施加固定约束，约束的施加如图2所示。
图2 反应堆压力容器约束施加图2．模态分析用有限元法对压力容器进行模态分析，计算模型中对反应堆压力容器的结构进行了简化，将密封螺栓改为对应接触面上共节点。
计算模型中对底封头、筒体、出入口接管段、法兰段、顶盖等结构均采用SOLID45单元，有限元模型共301,904个单元，100,413个节点。
模态分析得到设备的前5阶模态的固有频率如表4所示。
表4 前5阶模态的固有频率阶次 频率（Hz） 1 34.423 2 34.659 3 46.929 4 46.685 551.1993．地震下的应力分析由模态分析可知，反应堆压力容器的一阶固有频率高于33Hz，可采用等效静力法计算。
根据核电厂抗震设计规范[3]4.1节，两个水平方向的设计加速度峰值应采用相同的数值，竖直设计加速度峰值应采用水平方向设计加速度峰值的2/3，根据标高为6.21m SSE 地震作用下楼层加速度谱，加速度峰值出现在水平方向z 向，大小为0.4g。
对于极限安全（SSE）地震，输入的三个方向的地震加速度分别为：水平X 向：0.4g 垂直Y 向：0.27g 水平Z 向：0.4g 其中g=9.8m/s 2运行安全（OBE）地震的加速度峰值的取值不得小于对应的极限安全（SSE）地震加速度峰值的1/2。
OBE地震输入的三个方向的加速度分别为：水平X 向：0.2g 垂直Y 向：0.14g 水平Z 向：0.2g 其中g=9.8m/s 2按照抗震规范的要求分别计算其他载荷±地震载荷的结果。
反应堆压力容器在其他载荷+OBE 地震载荷和其他载荷+SSE 地震载荷的作用下的最大主应力云图如表5所示。
表5 最大主应力云图OBE 地震载荷下云图SSE 地震载荷下云图五、应力评定以及校核 1．应力限值取值反应堆压力容器的应力限值取值如表6所示。
表6 应力限值取值工况 应力限值应力限值取值异常工况 （B 级使用限制）m σ≤1.33Sm σ（或L σ）+σb ≤1.995Sm σ≤152.95m σ（或L σ）+b σ≤229.43事故工况 （ D 级使用限制）σm ≤Min { Max [1.2y S ，1.5S]，0.7u S }m σ（或L σ）+b σ≤1.5m σm σ≤201.6m σ（或L σ）+b σ≤302.4注：m σ：总体薄膜应力强度；b σ：一次弯曲应力强度；L σ：局部薄膜应力；S：最大许用应力值。
2．主要部件的应力评定反应堆压力容器受到其他载荷±OBE 地震载荷的共同作用时，对应B 级使用限制，属于异常工况；反应堆压力容器受到其他载荷±SSE 地震载荷的共同作用时，对应D 级使用限制，属于事故工况。
根据最大主应力结果，分别选取主要零部件的危险截面建立多条路径进行应力评定，得到最大薄膜应力m σ和最大薄膜加弯曲应力m b σ+σ。
反应堆压力容器在异常工况和事故工况下，压力容器应力评定结果如表7、表8所示。
表7 反应堆压力容器各主要部件异常工况应力评定零部件名称 最大薄膜应力（MPa）应力限值（MPa）最大薄膜+弯曲应力（MPa）应力限值（MPa） 评定 结果 底封头 2.8152.95 4.04 229.43 合格 筒体 9.9152.95 10 229.43 合格 出入口接管段7.52152.95 7.12 229.43 合格 法兰段 1.2152.95 2.4 229.43 合格 顶盖0.72152.950.72229.43合格表8 反应堆压力容器各主要部件事故工况应力评定零部件名称最大薄膜应力（MPa） 应力限值（MPa） 最大薄膜+弯曲应力（MPa）应力限值（MPa） 评定 结果 底封头 2.8 152.95 4.04 229.43 合格 筒体 9.9 152.95 10 229.43 合格 出入口接管段7.52 152.95 7.12 229.43 合格 法兰段 1.2 152.95 2.4 229.43 合格 顶盖0.72152.950.72229.43合格第7期 季小威等：反应堆压力容器的应力分析 87六、连接螺栓的校核 1．连接螺栓的应力限制取值根据ASME 规范NF-3324.6，设计载荷时，受剪切和拉伸组合作用的支承型接头螺栓，其实际面积内的剪应力或拉应力的限值应符合的NF-3324.6（a）-（3）-（a）式规定[4]，如下：22221t v tb vbf f+=F F（1） 式（1）中，tb F 为许用拉应力；vb F 为许用剪应力；tf 为实际面积内的拉应力；v f 为实际面积内的剪应力。
式（1）中的许用拉应力和许用剪应力由NF-3324.6（a）-（1）和（a）-（2）式给出的公式求得。
具体的应力限制如表9所示。
表9 螺栓的应力限制拉应力剪应力tb FvbF u S /20.62u S /3注：表中，tb F 为许用拉应力；vb F 为许用剪应力；u S 为材料拉伸强度。
根据NF-3225.2，螺栓在各工况下的应力限制系数如表10所示。
表10 螺栓应力限制系数应力类别 异常工况 事故工况 拉伸和剪切1.15附录F根据附录F-1335，平均许用拉应力tb F 取0.7u S 和S y中的较小值，平均许用剪应力vb F 不超过0.42u S 和0.6Sy 中的较小值。
支承件连接螺栓的应力取值如表11所示。
表11 螺栓应力评定准则工况类型拉应力（MPa）剪应力（MPa）制品类型[IV]tb Fvb F异常工况 495.65 204.87 事故工况603.4362.042．连接螺栓的应力校核反应堆密封法兰连接处共有18个螺栓，螺栓大径为155mm，螺栓的中心距离螺栓组的轴心为5.15m，本文有限元模型中实际未建出螺栓，而是采用提取法兰接触面节点上的力与弯矩进行计算保守取值，反应堆压力容器在异常和事故工况下密封连接螺栓所承受的力和弯矩如表12和表13所示。