陳思宇，張文華

（新疆維吾爾自治區(qū)特種設備檢驗研究院，新疆 烏魯木齊 830011）

承壓熱沖擊下壓力容器斷裂力學分析

陳思宇，張文華

（新疆維吾爾自治區(qū)特種設備檢驗研究院，新疆 烏魯木齊 830011）

按照有限元分析研究及熱工水利系統(tǒng)程度，對承壓熱沖擊下壓力容器斷裂力學進行分析研究，并且探索在不同瞬態(tài)下所具有的危險性能，了解壓力容器脆性的改變。研究結果表明，壓力容器表面裂紋及內(nèi)壁裂紋深度較深的情況下，壓力容器在實際應用過程中更容易出現(xiàn)裂紋問題。在相同條件之下，壓力容器具有軸向裂紋時，出現(xiàn)裂紋的可能性要遠遠高于環(huán)向裂紋，嚴重情況下軸向裂紋甚至會貫穿整個壓力容器內(nèi)壁。

反應堆壓力容器；承壓熱沖擊；斷裂力學

美國核管會所頒布的承壓熱沖擊法規(guī)要求，主要內(nèi)容分為兩個方面，分別是10CFR50.61與R.GI.154技術，其中包含了保守因素，這樣也就表示壓水堆機組經(jīng)濟效益下的運行時間及延長壽命受到了一定限制。美國核管會在1999年之后，就以保守技術作為基礎，對于承壓熱沖擊進行了分析，在流程及模型等處理方法上進行了一定的調(diào)整。研究之后發(fā)現(xiàn)，承壓熱沖擊主要承受的風險來自于回路管道及一回路閥卡上。在材料層面上，軸向裂紋是造成壓力容器出現(xiàn)貫穿裂紋的主要原因，并且建議使用無延性轉(zhuǎn)變溫度作為鑒別主要方法。美國核管會在2010年頒布了新的承壓熱沖擊法規(guī)。

1 新承壓熱沖擊法規(guī)的要求和壓力容器貫穿概率分析方法

1.1 新承壓熱沖擊法規(guī)的要求

美國核管會在對承壓熱沖擊評估的時候，應用的是美國現(xiàn)階段還在應用的壓水堆，因此美國核管會所推出的承壓熱沖擊法規(guī)僅僅能夠在2012年之后所生產(chǎn)的壓水堆內(nèi)應用。反應堆壓力容器在設計制造過程中，是按照美國核管會在1998年或者是更早之前所制定的壓力容器規(guī)劃。這種設計并且制造的壓水堆在評價過程中，也可以應用新承壓熱沖擊法規(guī)。壓水堆要是在2010年之后開始施工建設，并且是按照美國核管會所頒布的《ASME鍋爐與壓力容器規(guī)范》作為建設標準，對于壓水堆進行設計制造，在對于這種壓水堆評價過程中，只可以應用新承壓熱沖擊法規(guī)進行評價。

要是對壓力容器評價所得到的時間超過鑒別原則，但是還是希望壓力容器能夠在電廠生產(chǎn)中應用，首先就應該將帶區(qū)內(nèi)所具有的中子注量進行降低，要是壓力容器評價所得到的使用時間并沒有超過鑒別原則，就需要在對壓力容器安全分析過程中，進行全面詳細分析，進而保證壓力容器能夠應用到規(guī)定的時間之內(nèi)。在承壓熱沖擊狀態(tài)之下，壓力容器出現(xiàn)貫穿概率大約為1×10-6。

1.2 壓力容器貫穿概率分析方法

壓力容器貫穿概率計算流程與美國核管會所推薦的R.GI.154基本相同：首先，對壓力容器貫穿熱工序列進行劃分，然后在使用拉丁超立方抽樣方法將每一組內(nèi)的頻率進行統(tǒng)計出來，每一個小組內(nèi)所包含的熱工序列可能有幾十個，也有可能高達上百個，在眾多序列中只需要選擇一個典型序列；其次，計算出通道在每一個時間段下的壓力與溫度等系數(shù)；再次，應用概率斷裂力學進行分析研究，通過先進科學技術形成虛擬狀態(tài)下的PVR，PVR之間使用不同參數(shù)標準進行隨機組合，主要包含的內(nèi)容為中子注量、裂紋尺寸等參數(shù)；最后，將之前所計算出來的熱工參數(shù)導入到斷裂力學內(nèi)，這樣就能夠計算出某一組壓力容器在瞬時狀態(tài)下的貫穿概率。在對壓力容器貫穿概率統(tǒng)計過程中，應用矩陣乘法將每一個小組瞬態(tài)貫穿概率相乘，選擇每一個小組內(nèi)壓力容器貫穿概率的最大值，每一個小組貫穿概率最大值相加之后所得到的數(shù)值，也就是壓水堆機組承壓熱沖擊風險數(shù)值。

小組對壓水堆機組承壓熱沖擊風險數(shù)值影響程度較低，并不需要進行詳細的分析研究，但是承壓熱沖擊數(shù)值還是會受到一組數(shù)值的影響，只需要對該組數(shù)值進行詳細分析即可，從多種小組內(nèi)選擇出具有代表性的數(shù)據(jù)重新進行評價，最后保證承壓熱沖擊數(shù)值不會在受到小組的改變。

2 模型與載荷

2.1 熱工水力系統(tǒng)程度與有限元的模擬分析功能

熱工水力系統(tǒng)程序在實際應用過程中，能夠?qū)核押穗姀S內(nèi)熱工水力在某一個時間上面的瞬時狀態(tài)模擬出來，所以熱工水力系統(tǒng)程序能夠應用到對于承壓熱沖擊瞬時狀態(tài)下熱工響應研究上面，進而對于下降通道內(nèi)部的壓力及溫度等等參數(shù)進行收集，了解到這個參數(shù)伴隨著時間變化的規(guī)律。

有限元模型在實際應用過程中主要是使用有限元分析軟件，能夠?qū)τ跀嗔蚜W進行詳細的分析，同時還能夠?qū)嗔蚜W在線性及非線性狀態(tài)下進行分析研究。有限元模擬在對斷裂力學進行分析中，主要是通過彈性材料在裂紋上面所具有的奇異場應力強度因子判斷依據(jù)，主要是通過三種開裂模式進行計算，分別是張開型、滑移型與撕裂性。

2.2 壓力容器模型

伴隨著電廠運行時間與實際壽命較為接近，核反應堆芯帶區(qū)材料所具有的斷裂韌性會伴隨著快中子的輻照逐漸下降，因此在過冷瞬時狀態(tài)之下，核反應堆芯帶區(qū)是受到影響最為嚴重的地區(qū)。所以，需要創(chuàng)建壓力容器帶區(qū)筒體的有限元模型。在回路壓水堆壓力容器內(nèi)具有代表性的就是不銹鋼，壓力容器內(nèi)部直徑應該為4000mm，厚度大約在4mm。

壓力容器模型所具有的缺陷主要有六種，分別是半橢圓軸向表面裂紋、半橢圓環(huán)向表面裂紋、堆焊層下半橢圓軸向埋藏裂紋、堆焊層下半橢圓環(huán)向埋藏裂紋、橢圓面軸向深埋裂紋與橢圓面環(huán)向深埋裂紋，在這六種裂紋中，前四種裂紋深度大約為20mm，長度大約為80mm，后兩種裂紋主要都位于壓力容器基體低碳鋼層內(nèi)，裂紋的長度大約為40mm，裂紋的深度大約為20mm。在裂紋前緣的結構單元內(nèi)，應用到的單元為SOLIDI186單元，裂紋前緣第一個單元與奇異單元之間通過節(jié)點連接，并且連接在奇異單元1/4的處，剩余的裂紋單元全部應用SOLID95單元。

圖1 壓力容器內(nèi)節(jié)點圖

2.3 載荷

應用美國核管會最新頒布的承壓熱沖擊法規(guī)，對某核電廠內(nèi)的一回路建模，該核電廠在壓力容器堆芯帶區(qū)所使用的下降通道如圖1所示，節(jié)點上面所應用的規(guī)劃方法為二維劃分法。核電廠在出現(xiàn)事故之前反應堆是在滿功率狀態(tài)之下運行，進入都系統(tǒng)內(nèi)的信號全部都能夠正常打開，壓力容器的水紋為29.4℃，用大破口事故的方法，對冷管段及復壓進行破口事故處理，然后再使用穩(wěn)壓器處理該事故。

3 不同裂紋形式計算結果比較

在對承壓熱沖擊風險重新進行評估時，美國核管會將熱預應力效應歸納到了研究模型之中，表示壓力容器在以下五種情況容易產(chǎn)生裂紋：開放性應力強度因子、材料靜態(tài)斷裂韌性最小值、斷裂前端問題、K值與時間。

將下降通道內(nèi)的溫度及壓力有關參數(shù)全部都應用到有限元模型內(nèi)，并且輸入壓力容器在邊界上面的條件。有限元斷裂力學模型在實際分析過程中，主要計算的是壓力容器所具有的應力強度因子。對于壓力容器內(nèi)部應力及線彈性材料等原理進行疊加之后，在一個真實的應力情況下創(chuàng)建輔助性應力場，根據(jù)這兩個應力場之間的重疊就能夠計算機壓力容器強度因子。有限元模型要是在尺寸及材料等方面的條件相同，壓力容器表面裂紋應力強度因子所形成的裂紋深度越大，壓力容器也就越容易出現(xiàn)裂紋。在承壓熱沖擊損失狀態(tài)之下，壓力容器內(nèi)部要是被注水進行冷卻，所具有的裂紋深度也將更深，裂紋前緣在溫度上面的梯度也就較大，所受到的熱應力數(shù)值也就較高。要是模型尺寸及裂紋形式相同，埋藏較深的裂紋所具有的應力強度因子要遠遠小于埋藏較淺的裂紋所具有的應力強度因子，同時也小于在靜態(tài)下斷裂系數(shù)的最小值。主要是由于埋藏較深的裂紋所能夠感受到的熱應力數(shù)值較小，作用在裂紋上面的應力無法促使裂紋出現(xiàn)。

4 結語

本文在對于承壓熱沖擊下壓力容器斷裂力學分析研究中發(fā)現(xiàn)，裂紋離表面越近，就非常容易出現(xiàn)開裂的情況，但是埋藏較深的裂紋，在應力的作用之下，出現(xiàn)開裂可能性較低。模型尺寸及載荷數(shù)值相同的情況之下，環(huán)向裂紋要比軸向裂紋更加難以開裂。與此同時，壓力容器出現(xiàn)大破口事故的危險要遠遠小于小破口事故的危險。

[1]許雷雷，梁國興.承壓熱沖擊下壓力容器斷裂力學分析[J].原子能科學技術，2014,11(5):2080.

[2]曹明，賀寅彪，張萬平，黃慶.承壓熱沖擊下材料特性對反應堆壓力容器結構完整性的影響[J].原子能科學技術，2014.

TL351.6

A

1671-0711（2017）03（上）-0133-02