核电厂RCC-M1级碳钢管道快速断裂分析方法研究

根据RCC-M规范B3200篇要求,RCC-M 1级管道需要进行快速断裂分析,但在RCC-M附录ZG篇的具体规定中,只给出容器、不锈钢管道快速断裂的计算方法,缺少碳钢管道的相关规定。因此,本文结合RSE-M、ASME以及R6规范的相关要求,开展规范之间的差异化分析,并以RSE-M规范为基础评价碳钢管道快速断裂;然后以一条具体碳钢管道为例开展快速断裂分析,给出规范差异项(焊接残余应力,考虑Ⅱ、Ⅲ型)影响分析的对比结果。

基于ASME规范的反应堆压力容器堆芯筒体快速断裂分析

反应堆压力容器(RPV)堆芯筒体在核电站整个寿期内受中子注量最高,是辐照脆化最敏感部位。为避免堆芯筒体快速断裂失效,在RPV设计阶段有必要对该部件进行快速断裂分析。采用美国《锅炉及压力容器规范》(ASME规范)2021版第III卷附录G中规定的快速断裂分析方法,并基于ANSYS对某核电工程小型压水堆RPV进行详细的快速断裂分析。分析结果表明,RPV堆芯筒体在整个寿期运行过程中不会发生快速断裂失效。

反应堆压力容器堆芯筒体快速断裂分析

反应堆压力容器的堆芯筒体受中子辐照最高,是辐照脆化敏感的关键部位。为防止堆芯筒体的快速断裂,在核电工程设计中有必要对该部位进行断裂力学分析,采用法国《压水堆核岛机械设备设计和建造准则》(RCC-M)规定的2种断裂力学分析方法对某核电工程的压力容器进行详细的快速断裂力学分析。分析结果表明,反应堆压力容器堆芯筒体在运行过程中不会发生快速断裂。

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。

基于RCC-M规范的反应堆压力容器快速断裂分析与讨论

对2000版和2007版RCC-M附录ZG中的快速断裂分析评价方法进行对比分析。结果表明:2007版附录ZG的适用范围更广,分析评价过程相对简化,对材料老化的考虑也更加全面。以堆芯筒体段的快速断裂分析评价为例,对基准裂纹的方位参数进行敏感性分析,将2个版本的评价结果进行对比。结果表明:采用2007版附录ZG得到的评价结果安全裕量更大,同时增大了反应堆压力容器压力-温度(P-T)曲线的限制范围,扩大了核电厂运行操作空间。

有机玻璃断裂韧性破坏试验研究

对有机玻璃的断裂韧性因子K值从测试条件和工艺配方的角度进行了一定的阐述。讨论了影响K值稳定性和准确性的条件因素,对试验数据进行了分析处理,完善了有机玻璃K值的测试条件。

直接安注接管与筒体连接区表面裂纹J积分数值计算

核岛主系统发生严重失水事故后,需要启动非能动安全注入系统注水以快速冷却堆芯,但过大的热冲击载荷易引起直接安注(DVI)接管发生快速断裂。基于RCC-M ZG3210规定,在反应堆压力容器(RPV)筒体和DVI接管连接区构建了半椭圆形表面裂纹;开发了热力耦合作用下表面裂纹弹塑性断裂J积分的数值计算模型,并进行了验证分析和裂纹强度评定;探究了温差、裂纹深长比和双裂纹交互作用对J积分的影响规律。该研究成果不仅可用于评定核岛内DVI接管表面裂纹的安全性以及抗快速断裂能力,也可用于其他承压结构在热力耦合作用下表面裂纹弹塑性J积分计算分析。

基于2007版RCC—M规范的核主泵泵壳防快断分析

核主泵泵壳作为核电站一回路承压边界的重要组成部分,其防快速断裂的性能是设计过程中需要重点考察的项目。首先对2007版RCC—M规范中,关于设备进行防快速断裂分析的步骤、评定准则和分析参数的取值方法等进行了介绍。然后,按照该标准的要求,对适用于"华龙一号"堆型的核主泵泵壳进行了防快速断裂分析。分析结果表明:该设计结构的核主泵泵壳韧性良好,能够有效地防止快速断裂。