熔融物堆内滞留条件下RPV长期结构完整性分析

熔融物反应堆压力容器(RPV)内滞留(IVR)是三代核电厂重要的严重事故缓解措施，而防止RPV的热工失效和结构失效是实现IVR的前提。本文建立考虑内壁面熔蚀的RPV有限元模型，在温度场分析的基础上，开展蠕变计算，得到不同时刻下的应力应变响应，通过选取典型评定路径并利用基于Larson-Miller参数的累积损伤理论进行蠕变损伤计算及评价。分析结果表明：在考虑一定内压的IVR条件下，RPV不会发生蠕变断裂，长期结构完整性可保证。本文的研究方法可为后续核电厂RPV在IVR条件下的结构完整性分析提供参考。     

堆芯熔化严重事故下反应堆压力容器下封头高温蠕变分析

核电厂在发生堆芯熔化严重事故时,采用堆内熔融物滞留（IVR）策略将熔融物包容在反应堆压力容器（RPV）内是一项重要缓解措施。在IVR策略期间,RPV下封头在熔融物的极高温度载荷和力学载荷的共同作用下很有可能因过度蠕变变形而失效。因此,有必要对熔融物滞留条件下RPV下封头进行蠕变变形分析,以保证RPV结构完整性。该文在假定IVR条件下,采用有限元方法对RPV下封头进行热-结构耦合分析,通过计算得到容器壁的温度场和应力场,以及下封头的塑性和蠕变变形,并结合塑性和蠕变断裂判据对下封头进行失效分析。结果表明,考虑蠕变影响后,结构的变形将大大增加;严重事故下采取熔融物滞留策略期间,RPV下封头的主要失效模式为蠕变失效而非塑性失效;内压对蠕变变形量和蠕变失效时间有较大影响。该文为严重事故下RPV下封头的蠕变和失效研究提供了分析方法。      

严重事故IVR下反应堆压力容器耦合传热数值模拟分析

堆芯熔化严重事故下保证反应堆压力容器（RPV）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。在进行严重事故堆芯熔化物堆内包容（IVR）下RPV结构完整性分析中,RPV内外壁和沿高度方向的温度分布以及剩余壁厚是结构分析的重要输入。本文采用CFD分析方法对RPV堆内熔融物、RPV壁以及外部气液两相流动换热进行热-固-流耦合分析,获得耦合情况下的温度场、流场、各相份额分布以及RPV的剩余壁厚,为RPV在严重事故IVR下的结构完整性分析提供依据。     

三层熔融池结构情况下反应堆压力容器外水冷有效性分析

通过反应堆压力容器外水冷(ERVC)实现熔融物压力容器内滞留(IVR)是300 MW压水堆核电厂重要的严重事故管理特征。在过去IVR分析中通常对反应堆压力容器(RPV)下封头内两层熔融池结构进行分析,然而核电厂还可能出现一种底部为重金属层的3层熔融池结构,它可能对RPV完整性带来更大的威胁。本文根据建立的模型假设300 MW压水堆核电厂出现的该熔融池结构,并进行分析。结果表明,形成的底部重金属层不会威胁RPV完整性,但厚度变薄的顶部金属层失效裕度较小,可能威胁RPV完整性。     

基于耦合CFD-FEM方法的严重事故下RPV蠕变失效风险评估

核电站严重事故发生后,反应堆压力容器（RPV）的剩余固壁在高温差、内压、熔池重量等的作用下可能发生蠕变失效。本文以CPR1000 RPV为研究对象,基于FLUENT软件二次开发求解反应堆压力容器下封头烧蚀温度场,然后基于ANSYS Workbench开展耦合CFD-FEM力学分析,求解严重事故下RPV烧蚀温度场稳定后72 h内的等效应力、等效塑性应变和等效蠕变应变,并评估了RPV的蠕变失效风险。结果表明：当堆坑注水等措施投运后,RPV剩余固壁在72 h内不会发生蠕变失效和塑性变形失效,有效卸压可明显提升RPV结构完整性的安全裕度。     

熔融物堆内滞留条件下压力容器变形

熔融物堆内滞留(In-Vessel Retention,IVR)已经成为第三代反应堆一项关键的严重事故缓解策略,而压力容器外部冷却(External Reactor Vessel Cooling,ERVC)技术则是保证IVR得以成功实施的关键。当发生堆芯熔化时,高温熔融物对压力容器(Reactor Pressure Vessel,RPV)下封头的热冲击会导致RPV壁面和由其构成的外部冷却通道的形状发生变化,使局部传热恶化,进而造成IVR的失效。因此,有必要对IVR条件下RPV壁面的变形进行研究。本文利用有限元软件ANSYS对RPV进行了几何建模、温度场分析和力学场分析。结果表明,在RPV外部实现冷却、内部实现泄压的前提下,壁面变形为13.85-18.75 mm。在1 MPa内压的作用下,高温蠕变会使壁面变形随时间增大,但其增量有限。热膨胀是造成壁面变形的主要因素。     

RPV下封头熔融池换热特性数值模拟研究

熔融物堆内滞留（In-vessel Retention,IVR）指的是在核电厂严重事故发生后,通过在压力容器和保温层间隙注入冷却水防止压力容器熔穿失效。本文基于COMSOL Multiphysics软件建立了一个流-热-固耦合计算模型,对IVR技术作用下的反应堆压力容器（Reactor Pressure Vessel,RPV）下封头双层熔融池的演变过程进行了仿真研究。当前模型计算结果表明：在稳态分层的状态下,与氧化物层接触的下封头未发生明显的熔化,与金属层接触的下封头会发生明显的熔化,但在被冷却条件下依然可以保持压力容器的完整性。     

国产反应堆压力容器用16MND5钢的蠕变损伤本构模型研究

为了获得反应堆压力容器（RPV）材料在高温下的蠕变行为,保证RPV在严重事故工况下的完整性,本研究对国产RPV用16MND5钢的高温蠕变性能进行了测试,获得了600~900℃下材料的蠕变性能,并基于应变强化的基本蠕变本构模型与基于延性耗竭理论的蠕变损伤模型,建立了适用于16MND5钢的蠕变损伤本构模型,给出了材料的蠕变损伤模型参数。结果表明,本文提出的蠕变损伤本构模型的有限元模拟数据与试验数据符合性较好,验证了此蠕变损伤模型的正确性。该方法可用于严重事故情况下RPV的蠕变损伤分析,为RPV的完整性分析提供支持。      

反应堆压力容器外水冷条件下贯穿件完整性分析

严重事敝下堆芯熔融物坍塌到反应堆压力容器(RPV)下封头时,可能造成贯穿件因高温熔融物热侵袭而失效,使压力容器丧失完整性,熔融物进入到反应堆堆腔中,导致熔融物堆内滞留(IVR)失效.在分析贯穿件脱落和熔融物流入贯穿件两种失效模式基础上,分别运用VTA程序和修正的整体凝固模型(MBF)计算贯穿件焊缝的熔化程度、热膨胀产生的摩擦力,估算贯穿件内熔融物流动的距离.结果表明,在成功实施反应堆压力容器外水冷(EVVC)措施条件下,300 MW压水堆核电厂压力容器的下封头不会因贯穿件失效而丧失完整性,堆芯熔融物小能通过贯穿件失效向堆腔迁移.     

IVR中熔融堆芯被牺牲性材料稀释后的RPV弹塑性有限元分析

布置氧化物牺牲性材料（OSM）的熔融堆芯稀释方案是一种较有前途的容器内滞留（IVR）增强技术。布置OSM后,堆芯熔融物的质量和体积增大,且熔池结构发生翻转,氧化物层位于反应堆压力容器（RPV）直筒段,因此分析布置OSM后RPV的结构完整性是评价稀释方案可行性的重要研究内容。本文分别对未布置OSM（传统IVR）和布置OSM后的RPV进行弹塑性分析。研究发现,RPV结构不连续区域是结构中最薄弱的位置,未布置OSM时,结构不连续部位进入极限承载状态,但此处外壁面的最大纵向主应变较小（约3.9%）,RPV不会发生塑性撕裂失效;布置OSM后,RPV的结构承载能力显著增强,在远离结构不连续区域的部位,壁面非屈服区厚度增大,即使在结构不连续部位,壁面也未进入极限承载状态,且也不会发生塑性撕裂失效。     

基于概率断裂力学的承压热冲击条件下含周向裂纹圆筒体的结构完整性研究

为探索适合我国核电站反应堆压力容器(RPV)在承压热冲击(PTS)条件下基于概率断裂力学(PFM)的结构完整性评定方法,本文以含周向内表面裂纹圆筒体为对象,研究其在PTS条件下的响应和结构完整性评定方法。首先基于有限元计算,确定了在PTS条件下沿壁厚的热应力场分布,并在此基础上计算了裂纹尖端应力强度因子;继而将裂纹深度、材料断裂韧性、材料屈服强度等视为随机变量,用R6失效评定图和线弹性断裂力学等方法进行了PTS条件下裂纹启裂评定,基于Monte Carlo方法开发了示范性评定软件,分析了各随机变量对其失效概率的敏感性。     

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。     

增强IVR有效性的堆内注水策略研究

熔融物堆内滞留（IVR）是一项核电厂重要的严重事故管理措施,通过将熔融物滞留在压力容器内,以保证压力容器完整性,并防止某些可能危及安全壳完整性的堆外现象。对于高功率和熔池中金属量相对不足的反应堆,若下封头形成3层熔池结构,则其顶部薄金属层导致的聚焦效应可能对压力容器完整性带来更大的威胁。本文考虑通过破口倒灌及其他工程措施实现严重事故下熔池顶部水冷却,建立熔池传热模型,分析顶部注水的带热能力,建立事件树,分析顶部注水措施的成功概率及IVR的有效性。结果表明,通过压力容器内外同时水冷熔融物,能显著增强IVR措施的有效性。     

CIS投用时RPV的承压热冲击分析研究

华龙一号堆腔注水冷却系统(CIS)投入时,反应堆压力容器(RPV)外壁将经历剧烈的温度波动并同时承受较高的内压载荷。为了保证RPV在这种工况下的结构完整性,采用断裂力学有限元方法进行了RPV承压热冲击(PTS)计算及评定,通过疲劳裂纹扩展计算获得了堆芯筒体和下封头区域寿期末的最终裂纹尺寸。PTS瞬态载荷作用下的应力强度因子修正值与相应限值的最大比值约为0.874,满足RCC-M规范要求。研究结果表明,RPV在CIS投用时不会出现断裂失效。     

反应堆压力容器在典型事故工况下的结构完整性评估

以反应堆压力容器(RPV)堆芯带区和入口接管为研究对象,建立断裂力学有限元分析模型,以典型事故瞬态的详细热工水力分析结果作为输入条件,对其进行瞬态温度场分析和应力分析。结合RPV辐照脆化计算结果,采用确定性断裂力学分析方法,对RPV在4种典型瞬态下的结构完整性进行了分析评估。分析结果表明,40年寿期内,关注区域不会发生脆性断裂失效,但要关注冷却剂温度变化速率大的瞬态。     

熔融物作用下压力容器下封头热应力分析方法研究

堆芯熔融物滞留(IVR)策略是核电厂针对严重事故的一项重要缓解措施。采用有限元方法对IVR策略期间反应堆压力容器(RPV)下封头在熔融物作用下的力学行为进行研究,通过对熔融物传递给压力容器壁面的热载荷和力学载荷进行研究,计算得到下封头的温度场和应力场分布,幵对热膨胀和内压等对结构力学响应的影响进行了研究,对材料的弹性和弹塑性行为进行了比较。结果表明,热膨胀产生的应力和变形远大于容器自重、熔池压力和冷却水压力产生的结果;内压大于1 MPa时其对结构的力学响应有显著影响;熔融物作用下压力容器下封头将产生不可忽视的塑性变形,采用弹塑性方法进行分析更为合理。     

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MC3D软件对核电厂压力容器蒸汽爆炸的重要参数计算及研究

在福岛核事故核安全问题倍受核工业界及核监管当局重视,蒸汽爆炸是对安全壳完整性的最重要威胁,也对采取堆内熔融物滞留(IVR)造成重大影响,因而成为国内外研究的热点。本文在对蒸汽爆炸机理与现象调研的基础上,使用法国辐射防护研究院(IRSN)开发的MC3D软件对国内自主设计核电厂华龙一号核电厂压力容器外蒸汽爆炸现象进行分析,并对设计方计算结果进行独立计算,所得出的结果验证了设计方的计算,为制定华龙一号核电厂严重事故管理策略提供参考。     

LOCA下具有表面裂纹的反应堆压力容器承压热冲击分析

失水事故（LOCA）瞬态下,具有半椭圆形表面裂纹的反应堆压力容器（RPV）承压热冲击（PTS）问题被研究。采用有限元方法计算瞬态过程的热-应力响应;采用影响函数法计算应力强度因子,分别对母材和堆焊层内的应力进行分解,从而解决了由于堆焊层存在造成的应力拟合困难带来的计算偏差。编制了相应的断裂分析程序,对LOCA下RPV的结构完整性进行了分析。结果表明,在研究的LOCA下,整个瞬态过程中RPV应力强度因子均未超过材料断裂韧性,压力容器结构安全。本文研究为RPV在PTS下的结构完整性评估提供理论指导。     

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。