吴晨晖

(武汉第二船舶设计研究所，武汉 430000)

0 引言

设备闸门是核电安全壳压力边界的重要组成部分，在反应堆正常运行和异常运行期间，都要保证安全壳压力边界部分的完整性和密封性[1]。在核电站事故工况下，设备闸门与安全壳一起形成第三层屏蔽，包容放射性物质，是安全壳压力边界的重要组成部分，也是安全壳压力边界较薄弱的环节。

周新蓉等[1]基于ANSYS开展了不同压缩量、沟槽宽度、密封圈硬度下，密封圈的整体受力以及密封性的影响。左树春[2]通过针对AP1000安全壳整体变形对设备闸门密封面的变形影响，分析了事故工况下密封性能。徐道平[3]对各种橡胶材料及配方进行辐照老化、热老化、LOCA工况老化等多种老化模拟试验，研究出改性三元乙丙橡胶适用于不同事故工况下人员闸门的密封要求。

AP1000设备闸门在LOCA事故中密封结构同时承受0.407 MPa压力和149 ℃高温[4]，导致O形橡胶密封圈单侧受热而发生非对称膨胀，其密封圈各项应力势必发生明显变化，但现有研究仅限于固定温度或低温下的密封性能研究，尚未开展高温状态下的O形圈仿真研究。

本文采用ANSYS Workbench热固耦合的方法，模拟AP1000设备闸门密封圈在高温、高压状态的应力变化，分析设备闸门密封结构在LOCA事故下的密封性能及变化。

1 仿真模型的建立

1.1 密封结构几何模型简化

AP1000设备闸门主要由加强嵌板、贯穿件、闸门封头及一些附属结构组成，闸门周界设置36个直径27 mm的活节螺栓，贯穿件密封面设置两道沟槽，采用O形橡胶圈密封。……