朱永波，翟立宏

由于反应堆压力容器及其进、出口接管等都属于一级核承压设备，其安全评定结果直接关系到核电厂的安全。因此，对其进行的安全评定要严格遵守相关的规范、标准和法规。本工作所依据的分析设计标准和规范是ASME（2004版）第Ⅲ卷NB分卷及附录F。

1 功能介绍

反应堆容器是用于支撑和封闭反应堆芯的高压安全壳边界。容器为圆柱形，带有半球形下封头和可拆卸的法兰半球形上封头（顶盖）。进口接管用于调节反应堆冷却剂的流量，通过出口接管使冷却剂在堆芯周围循环，将堆芯的热量传送到蒸发器进行发电。

2 计算假设

（1）建立在材料为均质、各向同性并符合小变形假设的以线弹性为基础的弹性应力分析。

（2）为满足各种工况，该有限元模型的边界条件必须能够模拟真实结构的受力状态。

（3）由于堆焊层被设定为不承载，故该有限元模型不包含堆焊层结构。

3 计算思想

依据ASME（2004版）规范，本文采用Tresca屈服准则，构件中某点处的应力强度为该点处的最大剪应力的2倍，即：

式中，S—构件中某点处的应力强度（N/mm2）；

分析设计法要求对结构件各部位所受各种应力进行详细分析计算，并根据应力在构件上的分布、产生的原因以及对引起失效的作用的不同分为一次应力、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相平衡的应力，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。……