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

作     者：高增梁 李曰兵 雷月葆 GAO Zengliang;LI Yuebing;LEI Yuebao

作者机构：浙江工业大学化工机械设计研究所杭州310032 浙江工业大学过程装备及其再制造教育部工程研究中心杭州310032 

基　　金：国家自然科学基金(51205356) 浙江省公益类重点(2014C23001)资助项目 

出 版 物：《机械工程学报》 (Journal of Mechanical Engineering)

年 卷 期：2015年第51卷第20期

页      码：67-78页

摘      要：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。

主 题 词：承压热冲击 概率断裂力学 结构完整性评定 反应堆压力容器 

学科分类：08[工学] 082701[082701] 0827[工学-食品科学与工程类] 

核心收录：

D　O　I：10.3901/JME.2015.20.067

馆 藏 号：203202601...