反应堆压力容器金属O形环密封性能研究.pdfVIP

试 验 研 究 反应堆压力容器金属 形环密封性能研究 ! 贺寅彪，曲家棣，窦一康 （上海核工程研究设计院，上海 ##$$） 采用 软件，对反应堆压力容器双道金属 形密封环进行弹塑性大应变接触分析， 摘 要： %’ ( %)*+ ! 给出在不同压紧量下的回弹量，并与试验结果进行比较。 反应堆压力容器； 形密封环 弹塑性接触； 关键词： ! %’ ( %)*+ 中图分类号： ； 文献标识码： 文章编号： （ ） ,-#. ,/0$1 2 0##0 3 45$6 ##4 #7 3 ###7 3 #4 !#$%’ ()#*%+,- ./#-0) + 12#$ 3 3 -%’ +4 .#02+- 5-//,- 6//$ ， ， 78 9% 3 :%#+ ; =%# 3 % ?3 9% 3 @#’ （ ， ， ） 8)9:8); =+?)* @9:;9??*;9: A?B?)*+8 )9C D?B;:9 E9BF;F=F? 8)9:8); ##$$ ’8;9) ： A:/2-#02 E9 F8;B G)G?* F8? ?)BFHG)BF;+ +H9F)+F )9)IB;B JH* ! 3 *;9: HJ *?)+FH* G*?BB=*? K?BB? L)B +)**;?C H=F =B;9: %’ ( %)*+ BHJFL)*? ( ,8? C;JJ?*?9F BG*;9: 3 M)+NB =9C?* F8? C;JJ?*?9F F;:8F?9;9: +H9C;F;H9B L?*? HMF);9?C )9C +HOG)*?C L;F8 F8? G*?K;H=B F?BFB ( ： ； ； ； BC D+-/ *?)+FH* G*?BB=*? K?BB? ! 3 *;9: ?)BFHG)BF;+ +H9F)+F %’ ( %)*+ ［ ］ 统的专题性研究0 Q 1 ，进行多项试验和研究分析，在 0 引言 此基础上，编制了用于核容器密封分析的程序系统 反应堆压力容器是主回路冷却剂压力边界屏障 及其改进版 ，该程序依据 环的压扁性 ,2R %@’ ! 中的一个重要设备，属于核安全一级设备，在核电厂 能试验，将 环对反应堆压力容器法兰螺栓系统的 ! 服役期内不可更换，其寿命期决定了整个电厂的服 接触问题，简化为变刚度杆，模拟 ! 环在法兰面压 役年限。它主要用来装载反应堆堆芯，其内包容高 紧与分离时的加、卸载反力。当时由于分析手段的 温、高压、含放射性的冷却剂，要求在各种正常运行 限制，未能对 环本身进行弹塑性大应变的计算分 ! 工况、试验工况条件下，结构均能保持完整，不发生 析。作为对过去工作的扩展，本文采用 %’ ( %