【摘 要】本文对核岛一回路反应堆压力容器下筒体和下封头进行了简单的应力分析，分析结果显示反应堆压力容器下筒体和下封头的应力强度符合ASME NB-3200[2]的规定。
　　一、设计输入
　　（一）几何模型
　　压水堆反应堆压力容器主要由容器组件、顶盖组件、主螺栓组件和密封组件组成（详见图1）。本文主要对容器组件中的下筒体和下封头进行有限元分析，几何模型如图1所示。
　　（二）有限元模型
　　不论在热分析还是在结构分析中我们运用的都是一个二维的轴对称模型，有限元模型如图2所示。热模型和结构模型在结构和网格上是完全一致的。这两者的不同是，热模型的单元类型是PLANE55而结构模型的单元类型是PLANE42。热模型用到了传热系数和堆芯辐射热。结构模型没有考虑堆焊层的影响，而热模型通过将它合并到传热系数的计算中，从而考虑了堆焊层的影响。热分析的计算结果是以节点温度的形式输出的。然后将节点温度加载到结构模型上作为温度载荷来计算热应力[1]。通过在模型上施加适当的重力加速度来考虑系统的自重。施加适当的内压来考虑系统的压力。
　　（三）材料属性
　　（四）载荷输入与操作工况
　　1. 设计工况
　　2. A、B和C级工况下的压力瞬态和热瞬态
　　3. 水压试验工况
　　4. 堆芯辐射热，加载情况见图3
　　5. 紧急工况（堆芯跌落，压力紧急变化）
　　6. 事故工况（安全停堆地震与失水事故）
　　二、计算结果
　　对于反应堆压力容器来说，设计工况，A、B、C、D以及试验工况载荷产生了各种一次应力和一次加二次应力，分析中我们采用ANSYS通用有限元分析软件来完成这些计算。
　　计算中利用ANSYS疲劳模块计算出累积使用因子的方式考虑了疲劳。用预期的循环次数除以ASME规范第三卷第1册强制性附录Ⅰ设计疲劳曲线[5]中给定的许用次数得到每条路径上的使用因子。
　　在循环载荷工况下，作为棘轮作用的结果，很可能会产生较大的畸变，即每次循环所增加的变形量几乎相等。ASME锅炉和压力容器标准第三卷第1册NB-3200要求所有的A/B级工况都需要考虑热棘轮的影响。热棘轮的评定按照ASME锅炉和压力容器标准第三卷第1册NB-3222.5[2]进行。
　　图4列出了每个分析路径的位置：路径1位于接管段较薄段的中间处，路径2位于接管段与筒身段的连接焊缝处，路径3位于筒身段的中间处，路径4位于筒身段与过渡段的连接焊缝处，路径5位于过渡段与下封头的连接焊缝处，路径6位于下封头的中间处。应力与疲劳因子的计算结果以ASME锅炉和压力容器规范NB-3200分卷[2]做为评定准则。计算结果见表1。
　　三、结论
　　该反应堆压力容器的下封头、下筒体符合ASME锅炉和压力容器规范，第Ⅲ卷，第1册NB-3200[3]分卷在所有操作工况下（設计工况、水压试验工况、正常运行工况、异常工况和紧急工况）的应力强度限值。并且该反应堆压力容器的下封头、下筒体满足ASME锅炉和压力容器规范，第Ⅲ卷，第1册附录F[3]关于事故工况的应力强度限值的要求。
　　四、展望
　　本文仅仅建立了一种网格密度的有限元模型，网格密度对分析结果是否有影响是本文以后需要做的工作。
　　参考文献：
　　[1]西屋计算书，APP-MV01-Z0C-021，Rev.2， “AP1000 Reactor Pressure Vessel （RPV） Transient Groupings and Heat Transfer Coefficients，” 2010年4月28日
　　[2]ASME锅炉和压力容器规范，第Ⅲ卷，第1册NB分卷，2007版和2008增补
　　[3]ASME锅炉和压力容器规范，第Ⅲ卷，第1册附录F，2007版和2008增补
　　[4]ASME锅炉和压力容器规范，第Ⅱ卷，D篇材料性能，2007版和2008年增补
　　[5]ASME锅炉和压力容器规范，第Ⅲ卷，第1册强制性附录Ⅰ