人员闸门及设备闸门是核电站安全壳的重要组成部分之一,承担了核电站最后一道安全屏障的作用,在反应堆各种工况下,能确保安全壳压力边界的密封性。闸门通过双道O形密封圈来实现其密封功能,密封圈材料的寿命、硬度及压缩率等性能指标对其密封性与可靠性起着决定性作用。本文以研发出满足第三代核电站安全性要求的人员闸门O形密封圈为目标,结合试验论证,综合分析了密封圈材料的老化机理和密封性能的可靠性,研发了符合AP1000核电机组要求的人员闸门O形密封圈的材料,确定其硬度和压缩率。本文对多种闸门用O形密封圈材料进行了热老化、辐照老化、机械疲劳老化等试验,并验证了在LOCA环境下的密封性能。同时还设计了应用性能试验台架,得到了完整试验数据及曲线,建立了材料硬度与压缩量之间的关系,证明所研发的新型O形密封圈在压缩量为1.6mm时就能够保证在各工况下人员闸门的密封性,减小了人员闸门对密封圈的压紧力,大大简化了传动系统的结构,性能明显优于现有密封圈。本文综合考虑设备可靠性及工程经济性等关键因素,所研发的人员闸门O形密封圈可直接应用于我国第三代核电站人员闸门及设备闸门中,过程中得到的试验数据也为核电站密封材料的设计和应用提供了理论及实践依据。