近年来，清华大学核研院正在紧锣密鼓的往前推进高温气冷堆项目。高温气冷堆包含众多散体堆内构件，其安全性分析势在必行。压力容器和蒸汽发生器在各种工况下的应力强度、变形量、密封性和抗震性能的评价非常关键，它们与反应堆的安全性和稳定性息息相关。为了完成模块式高温气冷堆的安全评价，本项目结合ANSYS软件与ABAQUS软件，系统探讨了一系列与压力容器和蒸汽发生器相关结构的有限元分析。通过计算法兰密封环的回弹量，验证了蒸汽发生器风机壳和吸收球驱动壳的密封性符合规范要求。通过优化压力容器卸料管嘴的构型，大大提升了卸料管嘴的密封性能。利用弹性曲梁公式对球床模块式高温气冷堆堆芯壳吊耳危险截面的承压应力进行校核，结果显示，吊耳危险截面的应力小于材料的应力限值。同时采用有限元软件对该吊耳整体模型和局部模型均做了应力强度的评价，结果表明，保证堆芯壳安全竖直起吊和翻身起吊的必要条件分别是，两主吊耳的受力比例小于1.79和质心位置离支点小于堆芯壳长度的 61.2%。通过计算上支承板、下支承板和底板组件在地震工况下的响应，验证了其应力和变形均满足ASME规范要求，且安全裕度很大。分别采用接触碰撞法和弹簧连接器等效法，对蒸汽发生器传热管进行地震响应有限元分析。结果表明，弹簧连接器模型的地震响应结果与接触碰撞模型基本一致，但计算成本却得到了大幅度的提高。本项目对压力容器和蒸汽发生器的设计及实验验证提供了一定的理论支持，吊耳的应力分析为堆芯壳的安全起吊奠定了理论基础。搭建了石墨堆芯缩比模型的抗震试验台架，详细设计了抗震试验过程并仔细分析了观察到的试验现象，对模型拆除后各部件的形态进行了详细记录分析，并对模型构件的动态位移情况进行了一定深度的探讨。结果表明，模型各构件（石墨、防旋键、紧箍带等）均无明显破损，控制棒在强震下可以顺利下落。证明了HTR-PM石墨堆芯结构在地震激励下的可靠性。另外，还研究了辐照对SiC材料磁性的调控，以及轻水堆燃料包壳涂层的制备和表征。 2100433B