基于承壓熱沖擊下壓力容器斷裂力學分析

陳思宇，張文華

（新疆維吾爾自治區特種設備檢驗研究院，新疆 烏魯木齊 830011）

基于承壓熱沖擊下壓力容器斷裂力學分析

陳思宇，張文華

（新疆維吾爾自治區特種設備檢驗研究院，新疆 烏魯木齊 830011）

按照美國核管會最新所頒布的法規要求及研究成果，對于壓水堆核電廠反應堆壓力容器承壓熱沖擊評估方法進行闡述。按照有限元分析研究及熱工水利系統程度，對于承壓熱沖擊下壓力容器斷裂力學進行分析研究，并且探索在不同瞬態下所具有的危險性能，并且了解壓力容器在脆性上面的改變。研究結果表明，壓力容器表面裂紋及內壁裂紋要是深度較深的情況下，壓力容器在實際應用過程中更容易出現斷裂問題，在相同條件之下，壓力容器要是具有軸向裂紋，出現斷裂的可能性要遠遠高于環向裂紋，嚴重情況下軸向裂紋甚至會貫穿這個壓力容器內壁。

反應堆壓力容器；承壓熱沖擊；斷裂力學

美國核管會所頒布的承壓熱沖擊法規要求，主要內容分為兩個方面，分別是10CFR50.61與R.GI.154技術，其中包含了保守因素，這樣也就表示壓水堆機組經濟效益下的運行時間及延長壽命受到了一定限制。美國核管會在1999年之后，就以保守技術作為基礎，對于承壓熱沖擊進行了分析，在流程及模型等等處理方法上面都進行了一定的調整。研究之后發現，承壓熱沖擊主要承受的風險來自于回路管道及回路閥卡上面，在材料層面上，軸向裂紋是造成壓力容器出現貫穿裂紋的主要原因，并且美國核管會建議使用無延性轉變溫度作為鑒別主要方法。美國核管會在2010年，最終頒布了新的承壓熱沖擊法規。

1 新承壓熱沖擊法規的要求和壓力容器貫穿概率分析方法

1.1 新承壓熱沖擊法規的要求

美國核管會在對承壓熱沖擊評估的時候，應用的是美國現階段還在應用的壓水堆，因此美國核管會所推出的承壓熱沖擊法規僅僅能夠在2012年之后所生產的亞水堆內應用。反應堆壓力容器在設計制造過程中，是按照美國核管會在1998年或者是更早之前所制定的壓力容器規劃。這種設計并且制造的壓水堆在評價過程中，也可以應用新承壓熱沖擊法規。壓水堆要是在2010年之后開始施工建設，并且是按照美國核管會所頒布的《ASME鍋爐與壓力容器規范》作為建設標準，對于壓水堆進行設計制造，在對于這種壓水堆評價過程中，只能應用新承壓熱沖擊法規進行評價。

要是對于壓力容器評價所得到的時間超過鑒別原則，但是還是希望壓力容器能夠在電廠生產內應用，首先就應該將帶區內所具有的中子注量進行降低，要是壓力容器評價所得到的使用時間并沒有超過鑒別原則，就需要需要在對于壓力容器安全分析過程中，進行全面詳細分析，進而保證壓力容器能夠應用到規定的時間之內。在承壓熱沖擊狀態之下，壓力容器出現貫穿概率大約為1×10-6。

1.2 壓力容器貫穿概率分析方法

壓力容器貫穿概率計算流程與美國核管會所推薦的R.GI.154基本相同：首先就是對于壓力容器貫穿熱工序列進行劃分，然后使用拉丁超立方抽樣方法將每一組內的頻率統計出來，每個小組內所包含的熱工序列可能有幾十個，也可能高達上百個，在眾多序列中只需選擇一個典型序列；其次計算出通道在每一個時間段的壓力與溫度等系數；再次應用概率斷裂力學進行分析研究，通過先進科學技術形成虛擬狀態下的PVR，PVR之間使用不同參數標準進行隨機組合，主要包含中子注量、裂紋尺寸等參數；最后將之前所計算出來的熱工參數導入到斷裂力學內，計算出某一組壓力容器在瞬時狀態下的貫穿概率。在壓力容器貫穿概率統計過程中應用矩陣乘法，將每一個小組瞬態貫穿概率相乘，選擇壓力容器貫穿概率的最大值，每一個小組貫穿概率最大值相加之后所得到的數值，就是壓水堆機組承壓熱沖擊風險數值。

將小組對壓水堆機組承壓熱沖擊風險數值影響程度較低，并不需要進行詳細的分析研究，但是承壓熱沖擊數值還是會受到一組數值的影響，只需要對該組數值進行詳細分析即可，再從多種小組內選擇出具有代表性的數據重新進行評價，最后保證承壓熱沖擊數值不會受到小組的改變。

2 模型與載荷

2.1 熱工水力系統程度與有限元的模擬分析功能

熱工水力系統程序在實際應用過程中，能夠將壓水堆核電廠內熱工水力在某一個時間上面的瞬時狀態模擬出來，所以熱工水力系統程序能夠應用到對承壓熱沖擊瞬時狀態下熱工響應研究上面，進而對于下降通道內部的壓力及溫度等參數進行收集，了解這個參數伴隨著時間變化的規律。

有限元模型在實際應用過程中主要是使用有限元分析軟件，能夠對于斷裂力學進行詳細的分析，同時還能夠將斷裂力學在線性及非線性狀態下進行分析研究。有限元模擬在對于斷裂力學進行分析時，主要是以彈性材料在裂紋上面所具有的奇異場應力強度因子為判斷依據，主要是通過三種開裂模式進行計算，分別是張開型、滑移型與撕裂性。

2.2 壓力容器模型

伴隨著電廠運行時間與實際壽命較為接近，核反應堆芯帶區材料所具有的斷裂韌性會伴隨著著快中子的輻照逐漸下降，因襲在過冷瞬時狀態之下，核反應堆芯帶區是受到影響最為嚴重的地區。所以，需要創建壓力容器帶區筒體的有限元模型。在回路壓水堆壓力容器內具有代表性的就是不銹鋼，壓力容器內部直徑應該為4000mm，厚度大約4mm。

壓力容器模型的缺陷主要有：半橢圓軸向表面裂紋、半橢圓環向表面裂紋、堆焊層下半橢圓軸向埋藏裂紋、堆焊層下半橢圓環向埋藏裂紋、橢圓面軸向深埋裂紋與橢圓面環向深埋裂紋，在這6種裂紋中，前四種裂紋深度大約為20mm，長度大約為80mm，后兩種裂紋主要都位于壓力容器基體低碳鋼層內，裂紋長度大約為40mm，裂紋的深度大約為20mm。在裂紋前緣的結構單元內，所應用到的單元為SOLIDI186單元，裂紋前緣第一個單元與奇異單元之間通過節點連接，并且連接在奇異單元1/4的地點，剩余的裂紋單元全部應用SOLID95單元。

2.3 載荷

應用美國核管會最新頒布的承壓熱沖擊法規，對某核電廠內的一回路建模，該核電廠在壓力容器堆芯帶區所使用的下降通道如圖1所示，節點上面所應用的規劃方法為二維劃分法。如果核電廠在出現事故之前反應堆是在滿功率狀態之下運行，進入系統內的信號全部都能夠正常打開，壓力容器的水文為29.4℃，應用大坡口事故的方法對冷管段及復壓進行破口事故處理，再使用穩壓器處理該事故。

3 不同裂紋形式計算結果比較

在對承壓熱沖擊風險重新進行評估時，美國核管會將熱預應力效應歸納到了研究模型之中，表示壓力容器想要具有裂紋，必須在五個條件之下，這五個條件分別是：開放性應力強度因子、材料靜態斷裂韌性最小值、斷裂前端問題、K值與時間。

圖1 壓力容器內節點圖

要是將下降通道內的溫度及壓力有關參數全部都應用到有限元模型內，并且輸入壓力容器在邊界上面的條件。有限元斷裂力學模型在實際分析過程中，主要計算的是壓力容器所具有的應力強度因子。對壓力容器內部應力及線彈性材料等原理進行疊加之后，在一個真實的應力情況下創建輔助性應力場，根據這兩個應力場之間的重疊就能夠計算壓力容器強度因子。在承壓熱沖擊損失狀態之下，壓力容器內部要是被注水進行冷卻，所具有的裂紋深度也將更深，裂紋前緣在溫度上面的梯度也就較大，所受到的熱應力數值也較高。要是模型尺寸及裂紋形式相同，埋藏較深的裂紋所具有的應力強度因子要遠遠小于埋藏較淺的裂紋所具有的應力強度因子，同時也小于在靜態下斷裂系數的最小值。主要原因是由于埋藏較深的裂紋所能夠感受到的熱應力數值較小，作用在裂紋上面的應力無法促使裂紋出現。

4 結語

本文在對于承壓熱沖擊下壓力容器斷裂力學分析研究中發現，裂紋離表面越近，就越容易出現開裂的情況，但是埋藏較深的裂紋，在應力的作用之下，出現開裂可能性較低。要是模型尺寸及載荷數值相同的情況之下，環向裂紋要比軸向裂紋更加難以開裂。與此同時，壓力容器出現大坡口事故的危險要遠遠小于小破口事故的危險。

[1]許雷雷，梁國興.承壓熱沖擊下壓力容器斷裂力學分析[J].原子能科學技術，2014,11（5）:2080.

[2]王富恥，張朝暉．ANSYS10.0有限元分析理論與工程應用[M].北京：電子工業出版社，2013,19（23）:191～227

TL351.6

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1671-0711（2017）01（下）-0074-02