反应堆压力容器顶盖锥段设计研究

陶宏新，贺寅彪，唐伟华

（上海核工程研究设计院，上海 200233)

反应堆压力容器顶盖锥段设计研究

陶宏新，贺寅彪，唐伟华

（上海核工程研究设计院，上海 200233)

反应堆压力容器顶盖法兰既是一回路承压边界，又是保证压力容器密封的重要部件，因此结构需要平滑过渡，受力均匀，防止局部应力过高。通过有限元的分析及不同模型的比较显示锥段结构对反应堆压力容器顶盖应力分布更加均匀；最大应力点避免和高拉应力区重复出现；有利于冲型等优点，提高三代核电一体化顶盖的国产化技术水平。

压力容器；顶盖法兰；锥段；应力分布

0 引言

反应堆压力容器是核电站最重要的设备之一，与系统的其他部件一起构成一回路承压边界，同时也是防止放射性物质泄漏的主要安全屏障，为核安全一级部件。而顶盖及法兰是压力容器的关键部位，既是一回路承压边界的重要组成部分，又是保证压力容器密封的重要部件，因此顶盖及法兰结构的合理设计尤为重要。

三代核电压力容器顶盖升级为一体化整体锻造结构之后，由于少了一道焊缝，在安全和性能上有很大提升。但还是出现例如密封回弹储量不足；冲型时法兰段金属不能自由流变，导致缺陷产生等问题，于是就有了后续堆型锥段设计的出现，见图1。

本文就目前压力容器整体顶盖设计中顶盖法兰过渡区域应力集中的问题进行了探讨，通过不同堆型的比较阐述锥段对反应堆压力容器顶盖应力分布的影响。为第三代核电压力容器一体化顶盖国产化工作提供依据。

1 分析方法及计算模型

采用通用有限元软件ANSYS建立反应堆压力容器顶盖有限元模型，施加设计工况下的载荷包括设计温度、设计压力、主螺栓预紧载荷及自重等进行分析，计算变形和应力，并根据ASME B&PVC第III卷NB分卷[1]的相关规定对反应堆压力容器顶盖及法兰按材料的应力强度限制进行评定。

根据反应堆压力容器顶盖及法兰几何尺寸和加载条件的对称性，使用轴对称单元（PLANE42）建立反应堆压力容器顶盖及法兰模型见图2。由于计算采用轴对称模型，为获得更为准确的计算结果，对结构中开孔区域进行材料参数等效计算。材料的弹性模量需要进行折算的顶盖开孔区和螺栓开孔区，见图3所示。

图1 反应堆压力容器顶盖示意图

图2 反应堆压力容器顶盖及法兰有限元模型

图3 顶盖开孔区示意图

顶盖开孔（控制棒驱动机构贯穿孔）区材料杨氏模量折算按文献[2]进行。螺栓开孔区按体积进行弹性模量折算，即为螺栓开孔区开孔前后材料总体积之比值。

2 计算结果

2.1 应力分析结果

为了研究锥段的影响，分别建立同一堆型反应堆压力容器顶盖有锥段和无锥段2个模型进行计算，取出压力容器顶盖法兰圆弧过渡段区域的应力分布图进行比较，等效应力强度分布结果见图4。

图4 有/无锥段顶盖法兰圆弧过渡段应力分布

从应力分布云图中可见：在加了锥段之后，顶盖法兰圆弧过渡区（图中应力最大处）的数值明显变小，整体应力分布更加均匀。另外，无锥段模型的应力集中点出现在顶盖过渡段（高拉应力区）位置为295 MPa，而加了锥段之后最大应力点上移至锥段位置，避免了和高拉应力区重复出现，最大应力点也就197MPa，有效缓解应力集中。

2.2 变形分析结果

顶盖最外围控制棒驱动机构中心线位置的偏转角度见表1，偏转角度(α)示意图见图5。可见锥段设计的最外围控制棒驱动机构中心线位置的偏转角度比较小，结构安全性更好。

表1 最外围驱动机构中心线位置的偏转角度

图5 驱动机构转角示意图

2.3 对工艺的影响

以AP1000为代表的三代核电压力容器相比之前的反应堆压力容器在设计和制造上更加严格，尤其是压力容器顶盖升级为一体化整体锻造，顶盖本体和法兰部分不再由锻件和板材拼焊而成，这样的设计在制造上就少了一道焊缝，在安全和性能上有很大提升。但正是由于顶盖为整体式锻造并带有大壁厚的法兰，导致在整体锻造成型中会遇见锻造后流质不均等问题[5]。

已经有发生过因压力容器顶盖法兰段厚度较大，在冲型时（冲型前后图片见图6）法兰段金属不能自由流变，补偿近法兰段金属的变形，导致探伤时发现体积性的缺陷，使得压力容器顶盖报废的事件[4]，这使得压力容器一体化顶盖成为整个压力容器中形状最复杂制造难点最大的部件之一，顶盖法兰过渡区域更是制造的难点，而锥段的设计解决了这一问题，锥段使得顶盖法兰过渡区域变宽，有利于冲型，见图7。

图6 不带锥段冲型前后示意图

图7 带锥段冲型前后示意图

3 结语

通过有限元方法对反应堆压力容器顶盖在有无锥段结构下的变形和应力分析，得出结论如下：

①锥段结构使得顶盖法兰圆弧过渡区的应力分布更加均匀，同时最大应力点上移至锥段位置，避免了和高拉应力区重复出现。

②锥段设计的最外围驱动机构中心线位置的偏转角度远远小于其他堆型，结构安全性好。

③锥段设计使得一体化整体锻造的顶盖法兰过渡区域变宽，冲型时法兰段金属利于自由流变，有利于冲型，减少缺陷的产生。

[1]ASME锅炉及压力容器规范，第Ⅲ卷，第1册，NB-3200分析法设计，2010.

[2]T.Slot,W.J.O’Donnel.Effective Elastic Constants for Thick Perforated Plates With Square and Triangular Penetration Patterns,Journal of Engineering for Industry,1971：1081-1088.

[3]ASME锅炉及压力容器规范，第Ⅱ卷，材料，D篇，性能，2010

[4]白玉栋，毛昌森，刘军，AP1000反应堆压力容器整体顶盖设计变更及问题处理[J].中国核能行业协会2010年中国核能可持续发展论坛论文集，132-137

[5]刘璐，吴洪.反应堆压力容器整体顶盖锻件制造质量控制研究[J].热加工工艺，2011，19.

Reactor Vessel;Closure Head Flange Region;Cone Part;Stress Distribution

Research on Cone Part Structure of Reactor Vessel Closure Head

TAO Hong-xin，HE Yin-biao，TANG Wei-hua
（Shanghai Nuclear Engineering Research&Design Institute，Shanghai 200233）

Reactor vessel closure head flange region is the part of pressure boundary of the first loop,so it should be smoothness，stress uniformity and none local high stress.Research calculated the deformation and stress response of closure head flange region of different model under design conditions,shows the benefit of the cone part forging such as uniform stress distribution,avoids simultaneously with high tensile stress,good for stamps and so on.The results can be used for the third generation reactor vessel closure head.

1007-1423（2016）19-0003-04

10.3969/j.issn.1007-1423.2016.19-.001

国家重大专项资助（No.2014ZX06002005）

陶宏新（1983-），男，江苏苏州人，硕士，工程师，研究方向为反应堆结构力学

贺寅彪（1962-），男，浙江宁波人，研高，本科，研究方向为反应堆结构力学

唐伟华（1985-），男，上海人，本科，工程师，研究方向为机械设计制造及自动化

2016-06-03

2016-07-02