摘要：田湾核电厂将3、4号机组硼水贮存系统水箱运行温度从70℃调整至20℃,以降低水箱钢衬里应力腐蚀的风险。水箱运行温度的调整会影响反应堆压力容器(RPV)的防脆断设计分析结论,需重新进行评价。采用统一曲线法对RPV 2号焊缝进行了承压热冲击分析,并与采用初始设计方法的分析结果进行对比。结果表明,在水箱运行温度为20℃条件下RPV满足防脆断设计要求,采用统一曲线法评价时RPV具有更大的设计寿命容量。

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。

摘要：基于计算流体动力学(CFD)分析方法,采用流固共轭传热方式,对非能动堆芯冷却系统(PXS)的堆芯补水箱(CMT)热态功能试验、CMT注入同时自动减压系统(ADS)动作、蓄压安注箱(ACC)安注后CMT再注入以及常规余热排出系统运行等4种工况下反应堆压力容器(RPV)环腔内流动传热状态进行瞬态数值模拟,研究RPV壁面温度瞬态变化以及环腔下降段内流体的混合特性。结果表明:4种工况下直接安注(DVI)接管管嘴与RPV内壁面相交斜面处冷却水混合剧烈,冷段是否有流体注入环腔对其内流体温度分布变化影响巨大,且DVI接管管嘴局部区域将发生较大的温度变化。

摘要：为了研究压水堆因安注冷水直接注入反应堆压力容器下降环腔而导致的承压热冲击(PTS)热工水力问题,基于1:10比例模型,应用计算流体力学商用软件FLUENT5.4进行了紊流流动换热的数值模拟分析,同时进行了常压传热实验研究。针对下降环腔折算流速0.5m/s,安注流速10m/s的典型工况,研究了压力容器下降环腔的壁面换热特性。通过分析下降环腔内的流动及混合特性,从流动机理上解释了压力容器内壁上准重接触点附近换热强烈的现象,并指出壁面换热强弱与近壁流体紊流脉动动能密切相关,为热冲击分析提供参考。

摘要：热冲击下,反应堆压力容器中的热工水力特性是一个与反应堆安全密切相关的课题。本文在1/10的模型体上进行了高温高压下安全注水时流体的瞬态混合特性实验,得到了在有回路流动和无回路流动时以及不同的环腔流体温度下的混合特征。结果表明,环腔无流动时,随着安全注水流速的提高,混合函数下降得更快,幅度更大;环路有流动时,混合函数变化缓慢;当环腔内的流体温度达到一定的数值后,压力容器部分区域的混合函数发生明显变化。

摘要：反应堆压力容器是反应堆系统中最重要的组件之一.在失水事故中通过安注嘴注入的低温冷却水会导致反应堆压力容器发生严重的承压热冲击现象.本文针对AP1000反应堆压力容器承压热冲击现象进行了流体动力学和热-力耦合分析,得到了在冷却水注入瞬态过程中反应堆压力容器内部流场以及壁面温度分布特性,并采用双线性弹塑性模型对反应堆压力容器由于瞬态非均匀温度分布引起的热-力耦合现象进行分析.结果表明,承压热冲击现象会导致反应堆压力容器局部应力过高,在安注嘴区域应力甚至会超过材料的屈服强度,但在安注嘴以外的其他区域结构是安全的并保持在较低的应力状态.本文的数值模拟方法和分析结果可为反应堆的可靠性和安全性评估提供参考.

摘要：依据RCC-M规范和美国NRC 10CFR50.61,对存在假想裂纹的反应堆压力容器堆芯带区进行承压热冲击分析研究。计算核电厂寿期末的基准温度,并采用承压热冲击筛选准则进行评定;计算了承压热冲击瞬态作用下裂纹尖端的应力强度因子,并按RCC-M规范进行评定。

摘要：介绍了承压热冲击(PTS)分析的背景和研究现状,阐述了基于确定性断裂力学的反应堆压力容器(RPV)结构完整性分析方法。分析了材料性能模式(线弹性和弹塑性)和辐照效应对PTS下RPV结构完整性的影响。

摘要：反应堆压力容器(RPV)是核反应堆中不可替换的关键设备。田湾核电站在役前检查阶段,发现反应堆压力容器2#焊缝存在超标缺陷,2#焊缝处于堆芯筒体段,属强辐照区。为评价该缺陷的可接受性,采用有限元方法对反应堆压力容器2#焊缝进行了承压热冲击分析,在分析中考虑了小破口失水事故和安全阀误开启这两种最严酷工况。计算结果表明:有限元分析的结果与外国专家推荐方法的计算结果基本吻合,且田湾核电站反应堆压力容器2#焊缝寿期末的脆性转变温度小于最低容许脆性转变温度,能满足防脆断的设计要求。

摘要：以压水堆核电厂承压热冲击分析评定技术研究(PTS确定性分析方法研究项目)为背景,针对核电厂PTS瞬态下RPV下降环腔内热工水力分析问题,基于通用计算流体动力学软件Fluent,采用合适的对流换热分析和湍流模型,建立了RPV下降环腔内的三维热工流场分析模型,模拟分析RPV下降环腔内的三维流动与换热情况。重点模拟得到了RPV下降环腔内的三维流场分布和RPV内壁面的温度分布,并且在某些瞬态时刻得到了典型的热工水力现象即羽流(Plume)现象。得到的RPV下降环腔内详细的热工流场数据和羽流现象,为PTS下RPV应力分析和完整性提供了热工数据。