基于能量最小化准则的RPV堆芯筒体段断裂安全评估

压水堆核电站反应堆压力容器(RPV)辐照脆化问题是制约其长期安全服役的主要因素之一，如何精确预测其断裂行为是行业的技术难点。首先研究了一种基于能量的新型脆性断裂准则(G_p准则)，论述了该准则可考虑裂纹尖端的拘束效应和卸载效应；然后采用标准拉伸试样测试了材料拉伸性能，基于CT试样测试获得其断裂临界载荷，进行断裂参量计算、断裂韧度预测及断裂评价准则等内容研究；最后针对某RPV堆芯筒体段进行工程案例示范应用。研究结果表明，初步建立的G_p断裂评价准则可进行工程实际应用，在工程案例输入瞬态载荷下RPV堆芯结构是安全的。     

热预应变对反应堆压力容器材料断裂行为影响研究

压水堆核电站反应堆压力容器（RPV）辐照脆化问题是制约其长期安全服役的主要因素，现有的美国ASME和法国RCC-M规范尚未充分考虑RPV用钢（铁素体材料）的热预应力（WPS）对断裂评价的有益影响。针对某RPV材料（16 MND 5），采用标准CT试样进行室温加载（L）、保持载荷降低测试温度（C），最后加载直至断裂（F）的测试方案（LCF的测试过程）。试验结果表明，在LCF的最后低温断裂阶段，RPV材料实际断裂韧度为基于RCC-M规范预测结果的两倍左右，也明显高于主曲线预测的断裂失效概率为95%对应的材料断裂韧度。因此，在RPV寿期末的脆性断裂评价中，考虑WPS效应会显著提高其安全性能评估裕量。