本文源于“反应堆压力容器三维瞬态密封分析程序开发”课题,为“十五”国防预研关键技术项目,属于反应堆程序开发项目(项目编号为1010104020102)之一。该课题的研究对于提高核动力装置的设计质量和设计水平,确保反应堆压力容器密封设计的可靠性,保障核安全具有十分重要的理论意义和实用价值。反应堆压力容器作为反应堆的基本安全屏障,承受高温、高压且内部包含具有放射性的工作介质。在各种苛刻运行工况下,容器都必须具有良好的密封性能,以防止工质泄漏。为此需要对反应堆压力容器进行可靠的密封分析。压力容器的密封分析在力学方面涉及多种非线性因素及它们之间的耦合性,问题非常复杂,除本程序系统外,至今仍未形成数值稳定、结果可靠且具有一定通用性的反应堆压力容器瞬态密封分析程序系统。本文研制了一套具有自主知识产权、可以应用于任意形状的反应堆压力容器的瞬态密封分析程序系统。在系统的研制过程中采用了热弹塑性接触理论、稳态和瞬态传热理论、非线性温度场理论、热接触理论和软件工程有关理论,并且考虑了多种耦合作用,建立了比较符合实际情况的计算模型。本文研究工作的主要内容如下:1)开发了高效的大型线性方程组求解器,包括具有分块消元功能的LDLT分解求解程序和与之结合使用的带宽优化程序,同时用多个计算实例进行验证。使程序更加适用于大型密封问题。2)在大型线性方程组分块算法中提出了自适应分块法及其基于内存映射文件技术的高效存取技术,并编制了相应的程序模块。自适应分块技术根据内存大小和求解模型的规模自动优化分块,以达到提高求解效率的目的。分块后的数据用内存映射文件的方式来进行文件的读写以减少内外存交换时间。3)提出螺栓预紧过程的修正方法并推导了相应的修正公式。对于平面垫圈,采用直接修正法;对于球面垫圈,采用考虑局部变形的坐标修正法,并用矢量分析法推导了相关公式。4)提出了考虑空气环层传热并基于三维非线性瞬态热弹塑性接触耦合分析的螺栓温度滞后仿真方法,使得螺栓法兰密封结构的传热学模型更接近于真实情况。5)开发了用于将ANSYS前处理的各类数据转换为求解器数据结构的接口程序PREP。6)基于ANSYS的二次开发技术开发了将求解器计算结果转入ANSYS进行后