核电站设备闸门外压密封性失效分析

李洋

中核辽宁核电有限公司 辽宁葫芦岛 125112

核电站的总体安全目标是建立一个保持对放射性危害的有效防御体系。三代核电站钢制安全壳是能够包含放射性物质的最后一道屏障，所以说，它对核电站的安全有着非常重要的影响。设备闸门是三代核电站钢制安全壳最大的开口，所以它的密封对遏制放射性物质泄漏具有重要意义。

1 核电站设备闸门外压密封性的概述

根据有关设备门承载力计算的相关文献记载，密封性失效的主要原因是球壳的外部压力失稳，根据实际规范的相关数据可以得知，在事故条件下，设备门是安全壳上方最薄弱的环节。对承压能力的相关设备进行一个详细的分析，研究设备门在压力荷载作用下的力学行为。三代核电站设备闸门主要由加筋板、贯通件、闸门头等附属结构组成。闸板通过36-27mm直径的活动接头螺栓连接贯通件，这说明闸板在实际运用的过程中非常简单，在穿透零件的端面上有两个凹槽，其内部设置有橡胶形圈，在闸首端面形成密封面。

2 核电站设备闸门外压密封性失效的危害

在事故工况下，设备闸门结构主要承受压力荷载，承压部件包括加筋板、简单贯通件、闸首(包括简洁球面)及其连接面(包括接头螺栓、0环)。面板主要承受内部压力，射孔部件和浇口都比较简单。在许多设备闸门的分析文件资料中，都没有在外压条件下对法兰密封进行检验的相关记载。这个原因可以进行直观解释的：当闸板处于外部压力下时，密封面容易受压，所以法兰表面不会被分离，不会有密封损失。这样的分析表面上看来是合理的，但事实表明实际原因并不是这样的。在内部压力的作用下出现的安全事故，有一种倾向在简单精确的变形过程，表面和端面也会形成一个固定的形状。因为蓄水桶和闸门的头部是轴对称的结构，变形往往是形成一个四边形，而不会形成一个椭圆。在外部压力的作用下，端面变形也应该具有辅助对称的特点，它们之间的变形差异对密封构成了威胁。轴向变形的差异使得端面形状不匹配，突出位置压缩力大，凹陷压缩力小，可能出现分离和泄湖现象。径向变形的差异可能导致法兰表面产生径向位移，当径向位移较大时，结合法兰表面的分离，垫圈会磨损，也可能造成更大的密封损失。因此，入口面对核电站的安全构成了威胁。

3 分析模型建立与分析步骤

3.1 模型建立考虑到以下因素

在建立模型的时候具有一个比较大的空间尺度跨度，在实际过程中运用最多的就是利用子模型技术进行建模。首先应该建立一个比较粗略的整体模型，经过计算可以得到一个具有边界位移的局部模型，相关工作人员再对这个粗略的模型进行一个精细的制作，通过分析其非线性特点，利用整片单元模拟的相关方法来进行一个整体的整修，这样能够有效节约计算资源。相关工作人员在进行活节螺栓建模的过程中应该利用比较柔软的单元来进行建模活动。而在活节螺栓与螺栓之间的连接应该建立一个相对刚性的区域来获得实际所需的模型。在已划分网格的单元上创建螺栓预紧单元，模拟螺栓预紧工况，这样能得到一个准确有效的数据。

3.2 模拟过程

在进行实际模拟的过程中，首先应该利用壳单元建立一个整体的模型，在整体位置的最佳部位建立一个实体局部的精细模型，在嵌板的位置上对位移边界进行一个有效的切割，将实际产生的切割边界节点进行列表操作，并且精确地计算出整体模型，然后根据计算计算对实际生成的边界节点的位置上进行插值位移操作。其次，进行局部模型的计算，这个过程可以分为三个步骤:第一是要对螺栓施加一定的预紧力；第二是将这个预紧力转化成一个一个有效的位移荷载；第三是对整体模型施加一个合理的位移边界条件，对整个过程进行一个有效的分析。最后这个过程所得出的结果进行合理分析。

3.3 预紧工况的概述

相关工作人员应该对实际所需要垫片厚度位移方向的变化进行一个合理有效的记录，根据实际情况可以得出，垫片的最大变形量应该是0.0348mm，最小的变形量应该是0.00445mm。这里所说的变形量的正值所表示的意思是垫片的回弹，在进行模拟的过程中，先假设两个法兰面是相互接触的，然后再将2mm的垫片预压量设置在一个合理的范围内。相关工作人员再对实际的结果进行一定分析可以得出以下结论:三代核电站设备闸门的法兰面在预紧工况中所使用垫片的法兰面位置并没有接触。它们之间存在障碍的主要原因是螺栓在荷载的作用下，能够绕法兰面的外侧支点进行一个转变，进而产生出的位移能够造成这种现象。法兰面在受到很大的变形波之后，由于螺栓预紧力的作用使得简体都绕支撑点产生一定的旋转位移，从而导致密封整片处产生间隙。

4 结语

综上所述，在法兰预紧的情况下，闸门受到事故工况压力的影响，它会趋向于椭圆变形，并且在一定角度之下出现在一定的分离趋势。三代核电站设备闸门在预紧和事故压力作用下，垫片位置法兰面存在间隙，在上文提到的情况下，垫片产生的变形值为正值。预压缩量为密封提供充足的空间，这是金属对金属接触的法兰都可能存在的问题。