CPR1000核电厂核反应堆压力容器应力分析王军伟，张周红，吴高峰，范立明（深圳中广核工程设计有限公司核岛系统所，广东深圳518045）对其进行强度方面的分析和校核。通过有限元软件ANSYS建立压力容器的三维模型，计算压力容器在设计工况以及试验工况下，在压力、温度、堆内构件重力和接管载荷等各种载荷作用下的应力强度，并严格参照规范标准RCC-MB篇规定的各种工况下的应力准则，对压力容器进行强度评定。评定的结果表明，压力容器在计算的几类工况下，均符合规范标准RCC-M的强度要求。本工作的计算和分析也为我国核工业未来的设备设计制造走上国产化、标准化奠定了一定的基础核反应堆压力容器是压水堆的主要设备之一，它主要是用来包容和固定压水堆的堆芯和堆内构件，并把核裂变反应限制在其内部进行。
压水堆压力容器是一个很庞大的设备，为了保证冷却剂在高温时不沸腾，反应堆压力容器一般要能承受约15 5MPa的工作压力，设计压力达到1723MPa且反应堆压力容器在全寿期内是不能更换的，它的设计寿期一般为40~60a因此，反应堆压力容器的设计和制造是一项很重要的工作。
由于反应堆压力容器是一级核承压设备，其安全评定是非常重要的，这直接涉及到核电厂的安全运行，因此，对其安全评定要严格遵守相关的规范和标准，本工作所参照的标准和规范是压水堆核岛机械设备设计制造规范规则RCC-M 1计算模型根据反应堆压力容器的结构和载荷对称性，即：点处的第1、第2和第3主应力。
分析设计法要求对构件各部位的各种应力（包括温差应力）进行详细计算，并根据应力在构件上的分布、产生的原因以及对失效所起作用的差异分为一次应力、二次应力和峰值应力。一次应力P也称基本应力，是指由外加载荷在容器中产生的应力，一次应力为直接参与和机械载荷平衡的应力类别，具有非自限性的基本特征。一次应力又分为一次总体薄膜应力Pm、一次弯曲应力Pb和一次局部薄膜应力Pl.二次应力Q是指由相邻部件的约束或结构自身约束所引起的应力。结构的不连续处的弯曲应力和热应力都属于二次应力。峰值应力F是由局部结构不连续性或局部热应力的影响而附加到一次及二次应力之和上的应力增量，其主要特点是高度的局部性，因而不引起任何明显的变形，仅可能引起疲劳裂纹或脆性断裂。
对反应堆压力容器进行力学分析，ANSYS软件是世界范围内最先通过ISO9001质量体系认证的分析设计类软件，同时也是获得国家核安全局和全国锅炉压力容器标准化技术委员会认可的分析软件之一。
3计算结果分析3 1应力准则及载荷本工作主要计算反应堆压力容器在设计工况和水压试验两种工况下反应堆压力容器的受力情况，这两种工况下所对应的RCC-M规范相应的应力准则121如下。其中：：m为一次薄膜应九MPa；L为一次局部薄膜应力，MPa；Pb为一次弯曲应力，MPa；为材料的基本许用应力强度，MPa；y为材料的屈服强度，MPa设计工况：O级准则，需满足的应力准则为试验工况：试验准则，需满足的应力准则为Pm<0.各工况下反应堆压力容器所承受的载荷如下。
设计载荷（包括压力、自重、堆内构件、接管载荷等）+运行基准地震载荷。在该工况下，反应堆压力容器内压01MPa，堆内构件的质量转化为压强载荷与内压共同作用在反应堆压力容器内部的吊篮承载面上，堆内构件质量G为277X104N13，吊篮承载面面积A为07655m2，故堆内构件由于重力作用在吊篮承载面上的压强为：p1=G1 =362MPa即作用在反应堆压力容器内部吊篮承载面上的总压强p为：试验压力。该工况下的反应堆压力容器内压229MPa，外压01MPa，堆内构件的质量处理方法同设计工况。
反应堆压力容器所用材料为16MND5，由RCC-M可查得其材料性能列于表1. 3.2设计工况计算结果不考虑地震载荷时，反应堆压力容器在其它设计载荷作用下的应力分析结果示于、4.模态和地震载荷作用下的反应谱分析时采用整体计算模型，模态分析采用分块Lanczos法，对前50阶进行计算，所示为其前4阶频率和振形图。通过反应谱分析得到反应堆压力容器在地震载荷作用下反应谱分析的应力分布图（、7）。
3.3试验工况计算结果试验工况下反应堆压力容器的应力分析结果如、9所示。
3.4计算结果评定由上面的计算结果可看出，子模型技术可很好地解决整体模型中局部细节和倒角等局部位置的计算问题。根据计算结果可看出，反应堆压力容器在计算的两种工况下，最大应力值出现在接管和筒体的接合处，根据RCC-M评定准则，在反应堆压力容器不同壁厚的关键位置共建立10条路径（、2），对各个路径上的应力进行线性化，并对其最大值根据RCC-M相应的应力准则进行评定。根据RCC-M的规定，路径7可视为整体结构不连续区，此条路径上的弯曲应力视为二次应力，即对该条路径的温度/°c热导率/ 106热膨胀系数/K1弹性模量/GPa泊松比密度/果列于表3.路径与本工作相同，都在路径7处，二者最大值对表3试验工况下各条路径上的应力评定试验工况下的应力分布图路径由上面结果对比可以看出，本工作所采用的计算方法是正确的，而且计算结果也能反映出反应堆压力容器在不同工况下的受力情况，即在计算的两种工况下，反应堆压力容器满足RCC-M应力强度要求。
试验工况下子模型应力分布图比如下：岭澳一期结果设计工况最大应力值为251MPa试验工况最大应力值为325MPa141；本工作计算结果的设计工况最大应力值为2154MPa试验工况最大应力值为296表2设计工况下各条路径上的应力评定反应堆压力容器在不同工况下，最大受力位置出现在接管与筒体接合处，对该处可通过倒角来消除部分应力集中，降低反应堆压力容器的局部受力。
本工作计算结果严格按照技术规范RCC-M规定的不同工况下的应力准则进行评定，评定结果满足技术规范RCC-MB篇的强度要求，以上工作也为我国核电站建造设计的国产化和标准化奠定了一定的基础。