(武汉第二船舶设计研究所，武汉 430064)

0 引言

浮动堆是国家海洋战略的重要工程之一，为海洋开发提供永续可移动能源的保障，是我国经略海洋的必然选择[1]。浮动堆在世界民用核能应用领域属于难度极高的工程，其相关设备安全性研究尤为重要。浮动堆设备闸门在事故工况下，与安全壳一起包容放射性物质，是安全壳压力边界较薄弱的环节。浮动堆设备闸门与陆上核电站不同，需要承受海洋环境引起的冲击、纵横摇摆载荷，更为复杂的是LOCA事故下安全壳内温度和压力相应引起的热应力载荷变化将更加剧烈[2]，在瞬态温度载荷下导致结构破坏的一个重要原因是来自结构不同位置的温度差[3]，而不单纯是最大的温度载荷，这种热应力足以使设备闸门产生过量的塑性变形或断裂[4]。

杜坤等[5]基于ANSYS有限元分析方案和法国RCC-M《压水堆核电厂机械设备设计和建造规则》的理论，分析设备闸门在内压、重力、地震等载荷组合的影响，开展了稳定性分析和法兰、螺栓的强度分析。钱浩等[6]开展人员闸门在温度、内压、重力等载荷下的强度评定，其中温度载荷采用了静态分析方法。施勣等[7-8]结合土建强迫位移，采用了等效静力的方法研究地震等载荷对人员闸门的影响。左树春[9]通过有限元静力分析法研究安全壳强迫位移造成法兰密封面分离及相对错动。采用热固耦合分析方法针对现有核电站设备闸门结构及密封安全问题的研究较少，而且均未考虑海洋环境下摇摆等特殊工况。……