應用背景

核反應堆蒸汽發(fā)生器密封蓋是由螺栓在環(huán)形支撐面固緊的一種臨時密封裝置，用于停堆維護時隔絕反應堆一回路與蒸汽發(fā)生器水箱。臨時安裝在蒸汽發(fā)生器中的密封蓋根據反應堆運行狀態(tài)不同需承受1.5bar（正常運行）至5bar（事故情況）不等的水壓。壓力載荷測試是評估組件耐久性的常用方法，但無法模擬組件磨損或螺栓松動等多種異常情況。

螺栓的受力分析為評估密封蓋耐久性提供重要依據。然而密封蓋結構復雜，螺栓由較小的孔道擰入蒸汽發(fā)生器時存在摩擦和擠壓等非對稱載荷，并且在載荷較大時，結構可能出現塑性形變。因此無法對簡化的軸對稱螺栓固定環(huán)模型直接計算受力情況，需要通過仿真得到精確結果。解決方案研究螺栓的受力需要為螺栓和環(huán)形支撐面之間的密封圈設置合適的本構模型。code_aster 的MACR_RECAL命令提供的參數擬合功能可以根據供應商給出的密封圈加載實驗曲線擬合超彈模型參數（如圖2）。其他合金件使用各向同性硬化的彈塑性本構模型。

螺栓預緊力（~35kN）通過施加溫度場產生螺栓軸向收縮來實現，具體溫度值也可以利用MACR_RECAL功能根據螺栓額定應力迭代計算。密封蓋組件之間設定為無摩擦單邊接觸。由對稱性取四分之一模型進行計算。除螺栓之外其他組件設定大扭轉和大變形。設定時間步使外部壓力載荷由0bar上升到5bar。

同時這項研究分析不同的螺栓預緊力對彎矩離散程度的影響。基于有限基底投影原理，可以選取一定數量的預緊力覆蓋全部變化范圍（選取100個即可），隨后計算在不同壓力載荷下六個螺栓的彎矩進行統(tǒng)計學分析（如圖3）。

結果

這項研究的結果表明，模型中的六個螺栓受力趨于一致，且采用超彈模型和完整的密封蓋組件模型得到了數值更小的螺栓彎矩（如圖4），對于評估支撐環(huán)面焊接耐久性有重要參考價值。這項研究發(fā)現每個螺栓的在不同預緊力下的彎矩離散程度隨壓力載荷增大而降低，其中靠近密封蓋加固件的螺栓彎矩離散程度最小（如圖5）。

結論

這項研究可用于評估多種壓力載荷下蒸汽發(fā)生器密封蓋螺栓以及環(huán)形支撐面焊接耐久性，理想的螺栓受力應足夠均勻。

結果表明目前核島蒸汽發(fā)生器使用的密封蓋不同螺栓受力情況仍沒有達到一致，因此未來蒸汽發(fā)生器密封蓋將被一種新型的被動連接件取代，從而得到更加均勻的螺栓受力分布。

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