承压热冲击下含表面裂纹反应堆压力容器的弹塑性分析

发布时间：2020-06-04 13:27

【摘要】：反应堆压力容器是反应堆的重要部件,保证其结构完整性对整个核电站的安全运行有着十分重要的意义。反应堆压力容器的工作环境十分严苛,几乎在服役期间都处于高温高压以及中子辐照的作用下,并且还需要面临不同规模的失水事故的考验。此外,反应堆压力容器属于大型铸件,其生产工艺要求很高,造价昂贵。但铸件中含有缺陷几乎是不可避免的,这就要求反应堆压力容器在含有裂纹的情况下也能正常工作。裂纹是常见的缺陷形式,对反应堆压力容器进行断裂分析具有重要意义。随着断裂力学的发展,其研究方法也在不断进步,目前通常会引入约束效应对不同的构件进行分析,常用的双参数法有KT法、J-Q法和J-A2法等。此外,反应堆压力容器结构完整性的评估方法也在不断发展。各个国家也颁布了相应的标准,以确保反应堆压力容器中的结构完整性,与此同时,也能保证一定的经济效益。本文采用了J-A2双参数法对反应堆压力容器的圆筒区域进行弹塑性断裂分析,结合工程实际,建立了相应的有限元模型,并通过商业软件ABAQUS6.10进行仿真。主要研究内容如下:(1)对考虑堆焊层和不考虑堆焊层的分析结果进行比较,以此研究正常工况下、小型失水事故中和中型失水事故中堆焊层对J积分与约束参数A2影响;在正常工况下,堆焊层的影响可以忽略,在小型失水事故中考虑堆焊层的结果更危险,而在中型失水事故中,堆焊层则能够减缓热冲击的影响。(2)改变反应堆压力容器轴向载荷,分析了正常工况下单向载荷与双向载荷下的J积分与约束参数A2,对比分析了单向载荷与双向载荷裂纹尖端应力场;结果表明:轴向应力对J积分没有影响;裂纹表面点附近的约束水平会随着轴向应力的增加而增加,而轴向应力对裂纹最深点的约束水平则几乎没有影响。(3)通过新R6准则对正常工况下反应堆压力容器进行了安全评估,并且引入约束效应对评估结果进行修正;结果表明:考虑约束会得到更为安全的结果。(4)通过主曲线法对中型失水事故中的反应堆压力容器进行结构完整性评估,并考虑约束加以修正;结果表明:考虑约束得到的评估结果有较大的安全裕量。
【图文】：

示意图,轴向裂纹,内表面,裂纹

堆压力容器除了要承受载荷之外，还要包容堆芯的多样性使得其结构变得复杂。本文的研究区域并且将其简化为简单的薄壁圆筒。将模型的内为 2200mm，壁厚 B 为 200mm，容器高度取为堆焊层的影响，，因此需要建立包含堆焊层和不包不同而带来的差异，在一个模型中建立两个区域区域（Base）。考虑堆焊层时，这两个区的材料属下两个区域的材料属性则一致设置为母材的材时间，二来还可以避免模型不同带来的仿真误差半椭圆裂纹，用图 2.1 示意。

示意图,反应堆压力容器,圆筒壁,有限元模型

弹性模量 E(GPa)Modulus of elasticity200 194 186 179 172泊松比νPoisson’s ratio0.3 0.3 0.3 0.3 0.3热导率(W/m·K)Thermal conductivity16 16 17 17 18比热容 C(J/g·K)Specific heat capacity0.5 0.5 0.54 0.54 0.59平均热膨胀系 αT×106(1/K)Mean thermal expansion coef.15 16 17 19 21屈服强度 σs(MPa)Yield strength Rp0.2320 320 320 320 --切向模量 ET(GPa)Tangent modulus2 2 2 2 2
【学位授予单位】：江苏大学
【学位级别】：硕士
【学位授予年份】：2017
【分类号】：TL351.6

【参考文献】