承压热冲击下压力容器断裂力学探索

【前言】承压热冲击下压力容器断裂力学探索由文秘帮小编整理而成，但愿对你的学习工作带来帮助。美国核管会在对承压热冲击评估的时候，应用的是美国现阶段还在应用的压水堆，因此美国核管会所推出的承压热冲击法规仅仅能够在2012年之后所生产的压水堆内应用。反应堆压力容器在设计制造过程中，是按照美国核管会在1998年或者是更早之前所制定的压力容器规划。这种设...

摘要：按照有限元分析研究及热工水利系统程度，对承压热冲击下压力容器断裂力学进行分析研究，并且探索在不同瞬态下所具有的危险性能，了解压力容器脆性的改变。研究结果表明，压力容器表面裂纹及内壁裂纹深度较深的情况下，压力容器在实际应用过程中更容易出现裂纹问题。在相同条件之下，压力容器具有轴向裂纹时，出现裂纹的可能性要远远高于环向裂纹，严重情况下轴向裂纹甚至会贯穿整个压力容器内壁。

关键词：反应堆压力容器；承压热冲击；断裂力

学美国核管会所颁布的承压热冲击法规要求，主要内容分为两个方面，分别是10CFR50.61与R.GI.154技术，其中包含了保守因素，这样也就表示压水堆机组经济效益下的运行时间及延长寿命受到了一定限制。美国核管会在1999年之后，就以保守技术作为基础，对于承压热冲击进行了分析，在流程及模型等处理方法上进行了一定的调整。研究之后发现，承压热冲击主要承受的风险来自于回路管道及一回路阀卡上。在材料层面上，轴向裂纹是造成压力容器出现贯穿裂纹的主要原因，并且建议使用无延性转变温度作为鉴别主要方法。美国核管会在2010年颁布了新的承压热冲击法规。

1新承压热冲击法规的要求和压力容器贯穿概率分析方法

1.1新承压热冲击法规的要求

美国核管会在对承压热冲击评估的时候，应用的是美国现阶段还在应用的压水堆，因此美国核管会所推出的承压热冲击法规仅仅能够在2012年之后所生产的压水堆内应用。反应堆压力容器在设计制造过程中，是按照美国核管会在1998年或者是更早之前所制定的压力容器规划。这种设计并且制造的压水堆在评价过程中，也可以应用新承压热冲击法规。压水堆要是在2010年之后开始施工建设，并且是按照美国核管会所颁布的《ASME锅炉与压力容器规范》作为建设标准，对于压水堆进行设计制造，在对于这种压水堆评价过程中，只可以应用新承压热冲击法规进行评价。要是对压力容器评价所得到的时间超过鉴别原则，但是还是希望压力容器能够在电厂生产中应用，首先就应该将带区内所具有的中子注量进行降低，要是压力容器评价所得到的使用时间并没有超过鉴别原则，就需要在对压力容器安全分析过程中，进行全面详细分析，进而保证压力容器能够应用到规定的时间之内。在承压热冲击状态之下，压力容器出现贯穿概率大约为1×10-6。

1.2压力容器贯穿概率分析方法

压力容器贯穿概率计算流程与美国核管会所推荐的R.GI.154基本相同：首先，对压力容器贯穿热工序列进行划分，然后在使用拉丁超立方抽样方法将每一组内的频率进行统计出来，每一个小组内所包含的热工序列可能有几十个，也有可能高达上百个，在众多序列中只需要选择一个典型序列；其次，计算出通道在每一个时间段下的压力与温度等系数；再次，应用概率断裂力学进行分析研究，通过先进科学技术形成虚拟状态下的PVR，PVR之间使用不同参数标准进行随机组合，主要包含的内容为中子注量、裂纹尺寸等参数；最后，将之前所计算出来的热工参数导入到断裂力学内，这样就能够计算出某一组压力容器在瞬时状态下的贯穿概率。在对压力容器贯穿概率统计过程中，应用矩阵乘法将每一个小组瞬态贯穿概率相乘，选择每一个小组内压力容器贯穿概率的最大值，每一个小组贯穿概率最大值相加之后所得到的数值，也就是压水堆机组承压热冲击风险数值。小组对压水堆机组承压热冲击风险数值影响程度较低，并不需要进行详细的分析研究，但是承压热冲击数值还是会受到一组数值的影响，只需要对该组数值进行详细分析即可，从多种小组内选择出具有代表性的数据重新进行评价，最后保证承压热冲击数值不会在受到小组的改变。

2模型与载荷

2.1热工水力系统程度与有限元的模拟分析功能

热工水力系统程序在实际应用过程中，能够将压水堆核电厂内热工水力在某一个时间上面的瞬时状态模拟出来，所以热工水力系统程序能够应用到对于承压热冲击瞬时状态下热工响应研究上面，进而对于下降通道内部的压力及温度等等参数进行收集，了解到这个参数伴随着时间变化的规律。有限元模型在实际应用过程中主要是使用有限元分析软件，能够对于断裂力学进行详细的分析，同时还能够将断裂力学在线性及非线性状态下进行分析研究。有限元模拟在对断裂力学进行分析中，主要是通过弹性材料在裂纹上面所具有的奇异场应力强度因子判断依据，主要是通过三种开裂模式进行计算，分别是张开型、滑移型与撕裂性。

2.2压力容器模型

伴随着电厂运行时间与实际寿命较为接近，核反应堆芯带区材料所具有的断裂韧性会伴随着快中子的辐照逐渐下降，因此在过冷瞬时状态之下，核反应堆芯带区是受到影响最为严重的地区。所以，需要创建压力容器带区筒体的有限元模型。在回路压水堆压力容器内具有代表性的就是不锈钢，压力容器内部直径应该为4000mm，厚度大约在4mm。压力容器模型所具有的缺陷主要有六种，分别是半椭圆轴向表面裂纹、半椭圆环向表面裂纹、堆焊层下半椭圆轴向埋藏裂纹、堆焊层下半椭圆环向埋藏裂纹、椭圆面轴向深埋裂纹与椭圆面环向深埋裂纹，在这六种裂纹中，前四种裂纹深度大约为20mm，长度大约为80mm，后两种裂纹主要都位于压力容器基体低碳钢层内，裂纹的长度大约为40mm，裂纹的深度大约为20mm。在裂纹前缘的结构单元内，应用到的单元为SOLIDI186单元，裂纹前缘第一个单元与奇异单元之间通过节点连接，并且连接在奇异单元1/4的处，剩余的裂纹单元全部应用SOLID95单元。图1压力容器内节点图

2.3载荷

应用美国核管会最新颁布的承压热冲击法规，对某核电厂内的一回路建模，该核电厂在压力容器堆芯带区所使用的下降通道如图1所示，节点上面所应用的规划方法为二维划分法。核电厂在出现事故之前反应堆是在满功率状态之下运行，进入都系统内的信号全部都能够正常打开，压力容器的水纹为29.4℃，用大破口事故的方法，对冷管段及复压进行破口事故处理，然后再使用稳压器处理该事故。

3不同裂纹形式计算结果比较

在对承压热冲击风险重新进行评估时，美国核管会将热预应力效应归纳到了研究模型之中，表示压力容器在以下五种情况容易产生裂纹：开放性应力强度因子、材料静态断裂韧性最小值、断裂前端问题、K值与时间。将下降通道内的温度及压力有关参数全部都应用到有限元模型内，并且输入压力容器在边界上面的条件。有限元断裂力学模型在实际分析过程中，主要计算的是压力容器所具有的应力强度因子。对于压力容器内部应力及线弹性材料等原理进行叠加之后，在一个真实的应力情况下创建辅应力场，根据这两个应力场之间的重叠就能够计算机压力容器强度因子。有限元模型要是在尺寸及材料等方面的条件相同，压力容器表面裂纹应力强度因子所形成的裂纹深度越大，压力容器也就越容易出现裂纹。在承压热冲击损失状态之下，压力容器内部要是被注水进行冷却，所具有的裂纹深度也将更深，裂纹前缘在温度上面的梯度也就较大，所受到的热应力数值也就较高。要是模型尺寸及裂纹形式相同，埋藏较深的裂纹所具有的应力强度因子要远远小于埋藏较浅的裂纹所具有的应力强度因子，同时也小于在静态下断裂系数的最小值。主要是由于埋藏较深的裂纹所能够感受到的热应力数值较小，作用在裂纹上面的应力无法促使裂纹出现。

4结语

本文在对于承压热冲击下压力容器断裂力学分析研究中发现，裂纹离表面越近，就非常容易出现开裂的情况，但是埋藏较深的裂纹，在应力的作用之下，出现开裂可能性较低。模型尺寸及载荷数值相同的情况之下，环向裂纹要比轴向裂纹更加难以开裂。与此同时，压力容器出现大破口事故的危险要远远小于小破口事故的危险。

参考文献：

[1]许雷雷，梁国兴.承压热冲击下压力容器断裂力学分析[J].原子能科学技术，2014,11(5):2080.

[2]曹明，贺寅彪，张万平，黄庆.承压热冲击下材料特性对反应堆压力容器结构完整性的影响[J].原子能科学技术，2014.

作者：陈思宇 张文华 单位：新疆维吾尔自治区特种设备检验研究院