CPR1000反应堆压力容器密封性能模拟技术研究

熊光明 邓小云 段远刚 金 挺

（深圳中广核工程设计有限公司 深圳 518124)

CPR1000反应堆压力容器密封性能模拟技术研究

熊光明 邓小云 段远刚 金 挺

（深圳中广核工程设计有限公司 深圳 518124)

压水型核反应堆压力容器的密封性能是保证核电厂安全运行的关键因素之一。为了探索反应堆压力容器密封性能的数值模拟技术，本文建立了CPR1000反应堆压力容器(RPV)密封结构的热弹塑性三维有限元分析模型，考虑了运行期间的载荷及载荷组合，得到了反应堆压力容器在升温、运行和降温瞬态过程中上下法兰的轴向分离量、径向滑移量以及螺栓载荷等。分析结果表明热弹塑性三维有限元密封分析模型能够较好地模拟密封结构的性能。

反应堆压力容器，密封性能，数值模拟，分析技术

核反应堆压力容器是反应堆冷却剂系统承压边界中最为重要的设备之一，在核电厂服役期内不可更换，其寿命期决定了整个电厂的服役年限。反应堆压力容器主要用来装载反应堆堆芯，其内包容高温、高压、含放射性的冷却剂，要求在各种运行工况、试验工况条件下，结构均能保持完整，限制放射性物质的泄漏量。

在反应堆压力容器设计中，采用合理的分析方法和技术对其密封性能进行数值模拟研究，是保证反应堆压力容器设计合理性、可靠性和安全性的关键。对于反应堆压力容器螺栓法兰联结结构设计及分析技术，国内外学者做了大量的研究和实验工作。Ceorge和Leon进行了包括主法兰金属密封环在内的密封件试验，得到了密封件的最大应变、回弹量、接触面性质等一系列试验结果[1]；日本三菱重工应用ANSYS软件对压力容器进行了二维有限元密封分析；曲家棣、贺寅彪等对秦山一期反应堆压力容器密封性能和核容器瞬态密封程序进行了专题性研究[2]；杜雪松等人研究了ANSYS软件在反应堆压力容器热态密封分析中的应用[3]。

CPR1000反应堆压力容器密封结构由法兰、螺栓、筒体、顶盖等部件构成，其结构相当复杂；兼之承受的载荷多样(包括螺栓预紧载荷、瞬态压力载荷及瞬态热载荷等)，存在多种瞬态工况和传热影响；又有密封面间接触非线性，密封元件弹塑性和大变形双重非线性；与此同时，这些复杂的热效应和力学行为又是相互耦合的，故有必要对其密封性能模拟技术进行深入研究。

本文建立了反应堆压力容器密封结构热弹塑性三维有限元分析模型，考虑了设备运行期间的载荷及载荷组合，得到了反应堆压力容器上下法兰的轴向分离量、径向滑移量以及螺栓载荷等密封性能评价关键指标。通过分析，得出热弹塑性三维有限元密封分析模型能够较好地反映密封结构的性能，在解决了实际工程问题的同时，为后续的研究工作奠定了良好的基础。

1 密封分析基本方程

密封计算的基本方程[4]可表示为：

式中，K(u)为系统刚度矩阵，它是节点位移向量u的函数；P为已知载荷向量，包括预紧力和内压载荷；R(u)为待定接触力向量，它是接触点对相对位移的函数；R(T)为温度载荷，它是瞬态温度场T的函数；H(u)为密封环反力；f(u)为整体右端项向量。

在增量加载过程中，首先在外层循环中用Newton-Raphson法(或修正的Newton-Raphson法)求解非线性方程式(1)，其中R(u)通过内层的接触迭代求解。

在接触问题分析中，表面摩擦服从库仑定律，接触状态综合应用力学边界条件和位移边界条件判定，可以进行附加刚体位移处理，只要引入整体平衡条件把柔度方程变为凝缩方程即可。

接触迭代过程的凝缩方程可表示为：

式中，F为关于接触力的柔度矩阵；Fe为位移变换矩阵；R为接触力向量；Q为接触力变换矩阵；△P为由外载引起的接触点对相对位移向量；0ε为接触面原始间隙向量；fe为外载合力向量。

2 密封元件数值模拟

CPR1000反应堆压力容器采用了双置C形密封环结构，其弹性主体是单头丝材紧密绕制的弹簧。进行反应堆压力容器螺栓法兰联结密封性能研究时，应考虑密封元件的行为特性。C形环结构见图1，其密封特性曲线见图2。

图1 C形密封环结构Fig.1 Structure of C-ring.

图2 C形密封环密封特性曲线Fig.2 C-ring sealing behavior curve.

密封环的数值模拟，是反应堆压力容器密封性能分析的关键之一，这在于其需同时考虑弹塑性、大变形以及接触等非线性因素。对于该项技术，前期已经做过相应的工作，在反应堆压力容器C形密封环的模拟技术研究[5]一文中指出，采用中径基准当量圆筒模型可得到与实物模型基本吻合的载荷–位移曲线，此时既能保证计算精度，又能有效地降低运算成本，提高计算效率。本文的分析中即采用该种方法进行模拟，同时考虑合金覆面和密封银层，有限元模型见图3，该模型可考虑弹塑性、大变形和接触等非线性因素。弹塑性分析中采用MISES屈服条件和随动强化流动准则（考虑包氏效应），不同温度下的弹簧丝弹塑性材料属性见图4。

图3 密封环等效模型Fig.3 C-ring equivalent model.

图4 弹簧丝材料属性Fig.4 Spring material behavior.

3 结构及模型简述

CPR1000反应堆压力容器螺栓法兰联结系统由法兰、螺栓、筒体、顶盖等部件构成。

在保证计算精度的前提下，为了提高分析效率，对反应堆压力容器密封结构计算模型进行了等效处理，将顶盖上的控制棒驱动机构管座开孔区等效为无孔区。等效实体区的有效半径为：

式中，Ro为压力容器轴心到最远的开孔中心线的距离，mm；p为节距，mm；h为相邻开孔间实体的最小宽度，mm。孔带系数η=h/p。等效区的弹性常数根据参考文献[6]选取。

考虑到结构与载荷的对称性，取包含半根螺栓结构(沿压力容器筒体周向1/(2×58)模型，58为主螺栓个数)来建立三维计算分析模型。同时，为了消除边界效应的影响，模型中对压力容器筒体留有适当长度，该值不小于2.5Rmt，其中Rm为压力容器筒体的平均半径，t为筒体的厚度。

结构及其有限元网格见图5。

图5 RPV密封结构及其有限元网格Fig.5 RPV seal structure and it’s finite element mesh.

4 三维热弹塑性密封性能分析

4.1热分析

瞬态热分析中，顶盖、顶盖法兰、容器筒体、容器法兰与冷却剂接触的表面施加对流载荷，冷却剂温度曲线见图6。分析中考虑了上下法兰密封面之间、密封元件自身、垫片与螺栓和顶盖法兰之间的接触传热。分析中可以得到螺栓在升降温过程中存在明显的温度滞后，各部件温度对比情况见图6，主螺栓相对于顶盖法兰和筒体法兰温度滞后情况见图7。

图6 温度对比情况Fig.6 Temperature comparative.

图7 主螺栓温度滞后情况Fig.7 Main bolt temperature delayed.

4.2结构分析

结构分析与热分析采用同样的网格，差别在于结构分析中不考虑空气网格。结构分析中将热单元转换为结构单元，并将热分析结果以体积载荷的形式施加于结构单元上，与此同时，在结构施加瞬态压力载荷、机械载荷等进行分析。

由于需对反应堆压力容器进行预紧，且升降温过程中，螺栓载荷会发生变化。本文采用ANSYS中的预紧单元PRETS179模拟反应堆压力容器主螺栓的整个预紧过程及运行过程。

另外，反应堆压力容器密封性能分析中诸多区域存在接触非线性，包括垫片与螺母、垫片与顶盖法兰、顶盖法兰密封面与筒体法兰密封面、密封元件与上下法兰密封面、密封元件自身之间的接触，本文采用ANSYS软件中的接触单元实现接触的模拟，并考虑了接触面之间的摩擦。

预紧结束时结构整体变形见图8(a)，密封区域局部变形见图8(b)。密封面出现最大轴向分离量时结构整体变形见图9(a)，密封区域局部变形见图9(b)。

图8 预紧结束时整体变形(a)和局部变形(b)Fig.8 Structure deformation(a) and local deformation(b) after pre-tightening.

图9 最大分离量时整体变形(a)和局部变形(b)Fig.9 Structure deformation(a) and local deformation(b) while maximal separation.

反映反应堆压力容器密封性能的指标主要有上、下法兰密封环位置的轴向分离量、径向滑移量、主螺栓平均应力、最大应力等。本文在后处理时应用参数化设计语言(APDL)编程，进行了数据的提取及运算，不仅得到了单一时刻的计算结果，且得出整个分析过程中各结果数据的变化历程，尤其是得到了考虑密封面局部变形的轴向分离量，这较先前应用的通过法兰转角换算间接获得密封面分离量的方法更加真实准确。通过计算和结果提取，求取了升降温瞬态下密封面处最大轴向分离量、最大径向滑移量及主螺栓最大平均应力、最大应力等结果，具体见表1。

表1 计算结果Table 1 Results.

5 结语

1) 本文对CPR1000反应堆压力容器密封性能进行了数值模拟技术研究，考虑了密封面间接触传热、弹塑性以及接触等影响密封性能的关键因素，计算结果均小于限值，验证了CPR1000反应堆压力容器的密封性能。

2) 本文对反应堆压力容器C形密封环进行了模拟，并置于反应堆压力容器密封分析模型中，同时考虑了弹塑性、大变形以及接触非线性，分析模型更接近于实际情况。

3) 结合热固耦合现象的反应堆压力容器密封性能数值模拟将进行进一步的研究。

1 Ceorge F Peleon. An overview of the US PVRC research program on bolted flanged connections. Pressure Vessel Technology Vol. 1 Design & Analysis[C]. New York: Pergramon Press, 1988

2 曲家棣, 盛贤科, 窦一康, 等. 300MW核电站反应堆压力容器密封性能综合研究[M]. 北京: 原子能出版社, 1989 QU Jiadi, SHENG Xianke, DOU Yikang, et al, Comprehensive research on sealing behavior of reactor vesel of 300MWe nuclear power plant[M]. Beijing: Atomic Energy Press, 1989

3 杜雪松, 林腾蛟, 李润方, 等. ANSYS二次开发及其在压力容器热态密封分析中的应用[J]. 机械设计与研究, 2004, 20(4): 78-80 DU Xuesong, LIN Tengjiao, LI Runfang, et al. Redevelopment of ANSYS and its application in the thermal sealing analysis of pressure vessel[J]. Machine Design and Research, 2004, 20(4): 78−80

4 李润方, 林腾蛟. 反应堆压力容器局部三维冷热态密封分析[J]. 机械工程学报, 1993, 29(6): 104-108 LI Runfang, LIN Tengjiao. 3-D seal analysis in cooling-heating cycle of reactor pressure vessel by step method[J]. Chinese Journal of Mechanical Engineering, 1993, 29(6): 104-108

5 熊光明, 段远刚, 邓小云, 等. 反应堆压力容器C形密封环的模拟技术研究[J]. 核动力工程, 2012, 33(6): 9-12 XIONG Guangming, DUAN Yuangang, DENG Xiaoyun, et al. Simulation technology research on C-ring of CPR1000 reactor pressure vessel[J]. Nuclear Power Engineering, 2012, 33(6): 9-12

6 Slot T, O'donnell W J. Effective elastic constants for thick perforated plates with square and triangular penetration patterns[J]. Transaction of the ASME, Journal of Engineering for Industry, November 1971, 935-942

Sealing behavior simulation technology research for CPR1000 reactor pressure vessel

XIONG Guangming DENG Xiaoyun DUAN Yuangang JIN Ting
(China Nuclear Power Design Company, Ltd., Shenzhen 518124, China)

Background: Pressurized water Reactor Pressure Vessel (RPV) sealing capability is one of the key factors to ensure the safety operation of nuclear power plants. Purpose: In order to explore the numerical simulation technology of the RPV sealing behaviors. Methods: In this paper, the 3-D thermal elastoplastic finite model is established, which based on the CPR1000 project. Results: The load and its combination of equipment during operation are considered, then the separation of RPV upper and lower flanges, radial slip and bolt loads etc. are also obtained. Conclusions: The results show the 3-D thermal elastoplastic finite model can simulate the sealing performance of the structure.

Reactor pressure vessel, Sealing Behavior, Numerical simulation, Analysis technology

TL351+.6

10.11889/j.0253-3219.2013.hjs.36.040606

熊光明，男，1984年出生，2007年毕业于哈尔滨工程大学工程力学专业，现从事反应堆结构力学分析工作

2012-09-24，

2012-12-15

CLC TL351+.6