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。

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。

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。