郭昭良，米 洁，薛 冰，高凯烨

(1.北京信息科技大学 机电工程学院，北京 100192；2.北京信息科技大学 经济管理学院，北京 100192)

0 引言

堆内构件压紧弹簧是一种轴对称结构的弹性环，是反应堆内部重要的支撑部件。在工作状态下，压紧弹簧为上部支承法兰起到一定的支撑作用，并且为吊篮筒体法兰提供足够的压紧力。在反应堆正常运行过程中，压紧弹簧承受热应力、压紧力等载荷，工作状态较为恶劣，其强度直接影响到反应堆的可靠性与安全性。张智峰等[1]总结了核电压紧弹簧制造技术及我国的制造经验，并评估了国内几种弹簧锻件的力学性能。李宁等[2]研究了压紧弹簧的锻环制造技术，分析了材料及技术参数对锻环强度和力学性能的影响规律，优化了锻环的制造工艺。

目前我国对压水堆核电站结构评定主要参照ASME规范和RCC—M规范[3]，根据材料强度设计规范计算结构的许用应力，并通过与结构的实际应力进行比较，从而评定结构的强度。在实际条件下，由于材料化学成分、加工条件的差别以及工况条件的波动，压紧弹簧的材料属性、结构尺寸、所受载荷具有随机性，会造成压紧弹簧所受应力的随机性，从而对强度评定造成影响。考虑参数随机性的影响，对机械结构进行应力、强度分析，所得结论更符合实际。ZHANG等[4]基于班卓法兰的可靠性设计理论公式，利用扰动等方法，实现了随机参数影响下的法兰稳健可靠度设计。金永平等[5]建立了深海钻机关键部件的可靠性模型，运用随机数值分析的方法，得到了分析对象的可靠度，并通过样机实验验证了分析结果。……