承压热冲击下反应堆压力容器的概率评定进展与案例分析

在压水堆核电站运行中,某些工况可能会使反应堆压力容器(Reactor pressure vessels, RPV)经受承压热冲击(Pressurized thermal shock, PTS)瞬态,这给含缺陷RPV的结构完整性带来了一定的挑战。简要介绍含缺陷RPV在PTS条件下的筛选准则及其结构完整性评定方法,重点阐述PTS下含缺陷RPV的概率评定方法。概率评定方法采用概率断裂力学(Probabilistic fracture mechanics, PFM)分析,主要内容包括不确定因素统计分析(裂纹检出率、裂纹尺寸、材料性能等)、裂纹启裂模型及穿透模型等。此外,还对适用于PTS分析的典型PFM程序进行评价。在此基础上,针对典型RPV利用自主开发的PFM程序进行两个典型PTS瞬态的案例分析和结构完整性评定。分析结果表明在60年设计寿命内分析瞬态下该RPV的失效频率低于核安全要求值。结合目前我国核电发展,针对PTS下RPV结构完整性概率评定提出几点建议。     

R6规范中安全裕量计算方法分析

首先阐述了双判据R6规范中安全裕量与单判据规范中安全系数之间的区别,然后分析了R6规范中安全裕量的计算方法,并给出了分析案例。由于单判据分析方法的限制,安全系数并不能表示结构能承受的载荷与结构允许承受载荷的比值;对于给定的安全系数,不同结构的安全裕量也存在着较大的差别;R6规范中安全裕量的取值与设备的结构和评估参数值的概率密度分布等因素相关,所以R6规范中并没有给出安全裕量的统一取值。     

基于概率性断裂力学的承压热冲击分析

承压热冲击(PTS)是制约反应堆压力容器(RPV)长周期运行的主要因素,目前大多数国家(除了美国)均采用确定性断裂力学方法(DFM)开展PTS分析。在美国,核管理当局(NRC)已经批准了基于概率性断裂力学方法(PFM)的鉴定准则。本文基于美国橡树岭国家重点实验室开发的FAVOR软件,对比了PTS的PFM与DFM之间一些主要差别,并通过对IAEA-TECDOC-1627报告中基准考题的计算,介绍了FAVOR软件PFM的分析方法。最后,通过分析总结国内外最新的研究成果,指出当前版本FAVOR软件(6.1版本)中所考虑模型需要完善的部分。     

R6和RSE-M规范中一次应力与二次应力作用下的裂纹驱动力计算方法对比分析

对承受一次应力和二次应力载荷共同作用下的含裂纹结构进行断裂力学分析时,需要考虑材料塑性及一次应力与二次应力的相互作用对裂纹驱动力计算的影响。对常用的RSE-M和R6中提供的分析方法进行对比研究表明,二者的分析思路相同,本质上都是基于参考应力法分析;对一次应力引起裂纹驱动力的修正方法和结果基本相同;对二次应力引起裂纹驱动力的修正存在明显差异：RSE-M采用的方法中二次应力大小起主导作用而与一次应力弱相关,R6采用的方法中一次应力起主导作用与二次应力的大小弱相关,RSE-M适用于没有或者少量弹性随动的情况,R6对出现一定程度范围的弹性随动现象均适用,适用范围更大,同时得到的修正系数更保守。     

复杂结构塑性极限分析的修正弹性补偿法

弹性补偿法(ECM)是结构塑性极限载荷分析中一种简单有效的方法,但对复杂结构其计算结果往往存在较大误差.采用Banach不动点原理,分析ECM法计算下限极限载荷时存在的收敛性问题,指出只有在弹性模量迭代序列满足压缩映射条件时,才能得到极限载荷的较好逼近值,从而提出复杂结构极限分析的修正弹性补偿法(KtECM).该方法采用一种结构主要承载单元的弹性模量迭代序列均满足压缩映射条件的迭代方法,并引入与结构应力集中系数相关的调整因子λ,给出名义应力的较为合理的定义方法,建立调整因子与应力集中系数之间的关系式.典型复杂结构的极限载荷分析计算表明:KtECM具有简单、高效、易于工程应用等优点,能够提高对复杂结构极限载荷的计算精度,调整因子λ的引入可以起到协调计算精度与时间的作用.