能源是各个国家国民经济的基础和命脉,核能由于其高效、经济、清洁、丰富和相对廉价的特点,在各个国家电力发展中正在发挥着越来越巨大的作用,能弥补正在迅速减少的化学燃料,快堆具有可增殖、安全、热效率高等优点,可以被广泛利用。 论文以中国实验快堆堆容器为研究对象,按照ASME规范、核电厂抗震设计规范等有关的核安全法规和规范,完成了中国实验快堆主容器、保护容器和堆容器支承裙在各种工况各种载荷组合作用下的除高温蠕变疲劳分析以外的一次和二次应力强度的计算、分析与评价。 反应堆容器是CEFR反应堆的重要组成部分,是一个用不锈钢材料焊制的双层壳体。主容器是一个直径约为8m、高近10m、厚度约为25-35mm的大型薄壁容器,内部有堆芯、热交换器、泵等全部的一回路设备和超过260t的液态钠。保护容器位于主容器的外部,是一个直径约为8.2m,包围着主容器的另一个大型薄壁容器。论文在描述了中国实验快堆堆容器的主要结构后,给出了CEFR堆容器计算和分析所涉及的各种工况和载荷,然后应用不同模型分别计算出堆容器在不同工况不同载荷组合作用下的应力值,按规范对不同工况进行了分析和评价,最终给出了堆容器强度符合规范要求的结论。 论文通过完整系统的快堆堆容器的力学计算、分析和评价,从工程应用角度对堆容器的力学分析进行了研究和讨论,大量应用了有限元方法来解决结构力学中存在的问题,与热工合作完成了等效热导率的应用,完成了管道极限载荷的施加和应用、温度场和热应力的计算分析,讨论了热冲击和瞬态温度场的计算,将子模型和子结构的方法、有限元收敛的原理应用到力学模型的计算中。 论文对核安全一级和高温容器的计算和评定进行了系统的分析,将法规和规范应用到实际问题中,并对具体的计算、分析和评定方法进行了归纳讨论,给出了详细的计算过程和评定方法及公式。 论文所完成的工作是和实际的工程紧密结合在一起的,具有很高的工程实践意义。