承压热冲击下DVI接管动态应力特性研究

压力容器直接注入(DVI)接管在热冲击下的动态应力特性对于反应堆压力容器(RPV)结构完整性评估具有重要意义。建立了含DVI接管的RPV压力壳热流固耦合数值计算模型,并进行了验证分析;然后研究了蓄压安注箱(ACC)和堆芯补水箱(CMT)安注时RPV筒体和DVI接管热工水力特性;最后分析了热冲击下RPV筒体和DVI接管连接高应力区的温度分布、等效应力和等效塑性应变分布特性。研究结果表明,ACC安注阶段RPV筒体和DVI接管连接区存在较大的温度梯度和等效应力,且发生了局部塑性变形。若发生承压热冲击事件,应控制好DVI接管连接区温差,确保反应堆压力容器的结构完整性。本文开发的热冲击下热流固耦合数值计算模型和计算方法可用于核岛内DVI接管与RPV筒体的安全性评价,也可用于类似承压结构在热冲击下的动态应力特性分析。

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。