自主反应堆压力容器辐照损伤预测模型构建分析

反应堆压力容器（RPV）辐照脆化问题是制约RPV安全服役的关键,构建辐照损伤预测模型是预测辐照脆化损伤的有效方法。本文通过研究辐照损伤参数化预测模型、结构化预测模型和人工神经网络预测模型等典型辐照损伤模型的构建机理和构建方法,对比了不同预测模型的优缺点。结果表明：基于辐照机理的预测模型构建技术较能反映辐照脆化的物理作用机理,基于此提出了RPV自主预测模型的构建技术路线。     

华龙一号反应堆压力容器下封头高温蠕变研究

高温蠕变是华龙一号（HPR1000）反应堆压力容器（RPV）下封头在严重事故工况下的主要失效模式。为准确地研究采用国产16MND5锻件制造的HPR1000 RPV下封头的高温蠕变问题,确保RPV下封头在严重事故工况下的结构完整性,基于试验获得的材料高温蠕变数据,联合数值模拟和理论分析,对HPR1000 RPV下封头高温蠕变问题进行了系统的研究。首先建立了RPV下封头材料高温蠕变本构模型。利用ANSYS软件开展了高温及内压载荷作用下的下封头高温蠕变数值模拟研究,获得了下封头蠕变应变和蠕变应力分布。此外,首次针对RPV下封头高温蠕变问题进行了理论研究。结果表明,RPV下封头高温蠕变主要发生在温度高于450℃的区域;在严重事故工况下,HPR1000 RPV下封头不会发生高温蠕变失效;内压增大将导致RPV塑性失效范围扩大;RPV下封头稳态蠕变理论分析结果与数值模拟结果相吻合,理论分析结果揭示了RPV下封头分层失效现象。     

AP1000反应堆压力容器承压热冲击下结构完整性分析

反应堆压力容器结构完整性是核电厂运行及延寿时需重点关注的问题之一。特别是承压热冲击（PTS）工况下反应堆压力容器结构完整性的验证工作对电厂能否安全运行有重要意义。为验证AP1000反应堆压力容器的结构完整性,本文简要阐述了AP1000反应堆压力容器进行确定性结构完整性分析的必要性,并对压力容器在典型PTS瞬态下的结构完整性进行了评价。分析评价采用概率断裂力学软件FAVOR中的FAVLoad模块进行,并应用IAEA-TECDOC-1627中的基准考题对该模块进行了验证,最后对AP1000反应堆压力容器进行了确定性结构完整性评价。评价结果表明,AP1000反应堆压力容器寿期末实际RTPTS值低于假想PTS瞬态对应的限值。反应堆压力容器在典型PTS瞬态下的结构完整性可以保证,同时也说明采用FAVLoad模块进行反应堆压力容器确定性结构完整性评价的方法可行。     

相变温度下(800℃)核电设备用A508-Ⅲ钢的蠕变损伤及本构方程研究

在800℃条件下,对国产压力容器(RPV)用A508-Ⅲ钢分别进行17.5 MPa、20 MPa和27 MPa 3种载荷下的蠕变试验及部分载荷下的蠕变中断试验(20 MPa和27 MPa)。微观组织及蠕变曲线研究表明,随着蠕变时间的增加,试样内空洞及第二相粒子的体积分数近似成线性增长;由此可以推断蠕变空洞萌生、扩展及第二相粒子的粗化是造成蠕变损伤的主要原因。本研究从细观力学思路出发,结合A508-Ⅲ钢蠕变过程中微观损伤机理,通过定义无损相、空洞相和第二相粒子相组成三相复合体作为代表性体积单元,提出考虑微结构损伤及演化的K-R蠕变本构方程。通过归一化处理,最终获得反映空洞及第二相粒子演化的蠕变本构方程和损伤演化方程的形式,建立微观结构损伤与本构方程之间的内在联系。     

基于神经网络的高温反应堆蠕变本构模型研究

新型反应堆的设计温度越来越高,寿命越来越长,其金属构件的蠕变现象越发显著。蠕变分析需要基于实验数据建立精确的本构模型,但获取长时实验数据代价高昂,因此需要研究由短时实验数据预测长时蠕变性能的可靠模型。本文使用不锈钢3 000 h的蠕变实验数据,先进行降噪处理,结合蠕变的物理特性找到蠕变第一、二阶段分界点,然后基于人工神经网络和Norton-Bailey幂律对实验数据进行分段训练和反向参数标定,最终得到优化的高温蠕变本构模型。经过与实验数据对比可知,该模型既能够准确描述材料蠕变变形行为,又能预测长达10 000 h的蠕变变形,且预测结果与实验数据的相对误差不超过3%,其精确度远高于单一使用蠕变理论或神经网络训练得到的结果。本文结果为反应堆结构高温蠕变本构模型研究提供了有效的新方法,对高温反应堆蠕变分析和寿命评价具有理论指导意义和工程参考价值。     

反应堆压力容器钢SA533B的修正θ-projection蠕变模型研究

反应堆严重事故下,压力容器存在因冷却不充分而蠕变失效的风险。基于修正θ-projection蠕变模型提出了一种针对反应堆压力容器钢SA533B的蠕变模型,该模型能够完整描述3段蠕变过程,模拟结果与实验结果蠕变曲线符合较好,同时可通过插值方法预测任意载荷下的蠕变行为。该模型可进一步用于压力容器失效的相关算例分析。     

假想堆芯熔化严重事故下反应堆压力容器完整性的研究进展与建议

堆芯熔化严重事故下保证反应堆压力容器完整性非常重要,高温蠕变失效是堆芯熔化严重事故下反应堆压力容器的主要失效模式。本文介绍了近年来在假想堆芯熔化严重事故下国内外反应堆压力容器高温蠕变行为的研究进展及现状,着重阐述了在材料高温蠕变试验、缩比模型试验和数值模拟等方面取得的成果,以及国内在RPV结构完整性高温蠕变行为研究方面的最新成果,指出了目前研究中存在的问题并提出开展多轴拉伸试验、三维耦合效应的温度场分析和缩比模型试验等研究方向。     

碳含量超标情况下的反应堆压力容器快速断裂评价方法研究

按照RCC-M规范对设备进行快速断裂评价时,材料的初始无延性转变温度是重要的输入条件之一。材料中的碳含量超标会影响材料初始无延性转变温度,但目前2者之间还没有定量关系。当反应堆压力容器（RPV）出现碳含量超标时,为保证结构完整性,必须在缺乏定量关系的情况下完成结构的快速断裂分析。本研究对碳含量超标情况下的反应堆压力容器的快速断裂评价方法进行了研究,并以发生碳含量超标的反应堆压力容器堆芯段筒体为例,考虑了筒体的缺陷修复情况,通过反算满足规范要求的最高初始无延性转变温度,对反应堆压力容器堆芯段筒体的快速断裂情况进行了分析评估。该方法可为碳含量超标的压力容器运行和在役检测提供技术支持。     

辐照损伤对反应堆压力容器钢微观组织结构的影响

介绍了透射电子显微镜、小角散射技术与正电子湮没技术应用于反应堆压力容器钢辐照损伤过程中微观组织结构的演变规律的情况,并讨论了目前所取得的研究成果与存在的不足,最后指出了对国产反应堆压力容器钢尽快开展辐照损伤微观组织演变研究工作的必要性与重要性。     

辐照损伤对反应堆压力容器钢电磁性能的影响

介绍了国内外在反应堆压力容器钢辐照脆化过程中电、磁性能的变化规律研究方面所开展工作,并讨论了目前所取得的研究成果与存在的不足。最后通过探索指出了反应堆压力容器钢在服役时力学性能、电性能与磁性能之间的潜在关联,以此为基础形成无损评估技术,可为反应堆压力容器钢辐照监督提供一个新的思路,并可作为现阶段传统辐照监督破坏性试验评价方法的一个重要补充。     

蒸汽爆炸载荷下压力容器和主管道力学分析

针对华龙一号反应堆压力容器（RPV）,研究其在假设蒸汽爆炸载荷下RPV和主管的力学响应。通过建立有限元模型并根据瞬态结构分析方法开展数值分析,得到了RPV和主管道的变形、应力和应变结果。计算结果表明：RPV在600、800、1000℃下的失效载荷分别为1/20、1/50和1/100设计载荷;最大等效应力/应变均位于接管附近;主管道大部分区域应力未超过管道屈服应力。本研究可为RPV极端载荷下的结构完整性分析提供技术支持。     

用修正淬透性系数法对反应堆压力容器锻件RTNDT数值的预估

分析反应堆压力容器(RPV)锻件制造过程中关键化学元素含量及基准无塑性转变温度(RTNDT)数值,通过引入修正淬透性系数,建立了反映RTNDT变化规律的修正淬透性系数函数表达式,并给出了实例验证,结果表明,通过本文建立的修正淬透性系数函数式可以比较精确地预估RPV锻件的RTNDT值。     

反应堆压力容器内部大尺寸环形异种金属焊缝残余应力分布研究

获得反应堆压力容器内部大尺寸环形异种金属焊缝残余应力分布可为反应堆压力容器结构设计和制造工艺优化提供指导,通过设计和制造能够代表产品焊接结构形式的镍基合金和低合金钢异种金属焊接结构模拟件,采用轮廓法测试焊接结构模拟件内部纵向残余应力,采用有限元法模拟计算焊接结构模拟件横向和纵向残余应力,获得了整个异种金属焊接接头残余应力分布特征。结果表明：焊缝区域内部纵向残余应力为拉伸应力,峰值应力达到500 MPa左右,并且表层应力大于内部应力,峰值应力出现在距下表面3 mm和24 mm位置;横向残余应力在焊缝区域从上表面到下表面的分布为拉应力-压应力-拉应力,压缩横向残余应力峰值达到−300 MPa,出现在距下表面约18 mm位置。本文研究可为焊接结构设计提供理论指导。     

反应堆压力容器退役包装屏蔽方案初探北大核心CSCD

为保证核电反应堆压力容器安全退役,本文以国内最早运行的秦山一期反应堆压力容器源项为参考,模拟设计保持压力容器完整和切割压力容器两种包装屏蔽方案,通过估算两种方案下废物体积、包装成本、运输及处置成本,对比分析发现切割压力容器方案更佳。研究成果可为核电站退役工作提供支持。     

高温含缺陷结构与时间相关的失效评定图

针对高温含缺陷结构的稳态蠕变情况,在裂纹扩展控制参量JT积分的基础上建立了一个与时间相关的失效评定图,给出了与之相关的参量Kr、Lr、Lr^max,σ0.2^3以及等时应力应变曲线的定义和确定方法,详细讨论了材料的蠕变断裂韧性Kmat^c的试验测定方法、参数估算法以及图算法,并据此建立了2．25CrlMo钢—系列的高温失效评定曲线研究结果表明：当环境温度低于材料蠕变温度时．服役时间对2．25CrlMo钢的高温失效评定曲线影响不大,可以采用R6的通用失效评定曲线进行粗略评定;当环境温度高于材料蠕变温度时,服役时间越长、温度越高高温失效评定曲线与R6通用失效评定曲线相比变化越大．这时必须采用与时间相关的失效评定图。