核电试验用钢质安全壳容器结构强度设计研究

摘要

全球工业化的飞速发展，电力需求迅猛增加，能源压力凸显，而化石资源的逐渐枯竭，环境污染加剧，核能、风能、光伏等清洁能源的利用逐渐得到人们重视，其中核能的发展一直是清洁能源之中非常重要的部分，核能技术自被人们和平利用后其技术一直在发展与进步，研究核电技术是全球各国一直以来重点研究的工作。廊坊建造的核电综合实验装置，其安全壳容器是国产最新核电堆型“华龙1号”的关键装置，是研究其事故后安全壳的响应特性验证的安全壳热量导出系统（PCS）综合试验平台，其研究对我国掌握新堆型核电使用的安全性有着至关重要的影响。 最新三代堆型核电钢制安全壳作为核电事故后最后一道屏障，其具有高安全性、强包容性、非能动性等特点，欧美在技术研发上处于领先地位，我国在技术方面采取了引进吸收，并通过不断研究创新，以期在最短时间实现追赶和超越。在此背景下，第三代核电钢制安全壳实践性研究与探索至关重要，“华龙1号”综合试验装置用安全壳的设计思路和研究方法将对我国新一代核电研究有巨大推动作用。 本文的研究对象安全壳容器，其用于中国最新研制的第三代“华龙1号”核电技术示范工程核电站的验证试验装置。其用途是作为主载体，在已有的“华龙1号”安全壳热量导出系统研究与计算的基础上，更深层次开展事故后安全壳的响应特性综合试验，是为国产化核电技术的安全壳热工水力分析程序提供验证平台。本文根据实验装置安全壳的特点，结合国内外压力容器和核电容器设计要求，以及现有生产技术，研究设计一种满足“华龙 1 号”安全壳热量导出系统对事故后的响应特性综合试验用安全壳容器。首先，以核电综合实验装置的安全壳压力、温度、介质、结构、工况等功能等参数作为设计依据，分析各机构形式特点，作出合理选择，提出满足各项要求的安全壳容器整体设计方案；其次以安全壳装置的各项结构参数给出安全壳容器封头、壳体、裙座、设备口等结构的计算方法并完成强度和稳定性分析计算；再次，结合有限元方法，应用ANSYS 有限元软件对安全壳容器典型工况下主要结构进行结构强度和刚度等指标的计算分析，把握安全壳容器的各工况下的应力分布以及结构变形趋势，同时进行一定的结构优化，确定安全可靠和性价比较高的设计结构。 本文系统的介绍了核电综合试验装置用钢质安全壳容器设计方法，为相关领域后续的研究和实践提供了思路，具有一定的理论意义和工程价值。

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