基于概率性断裂力学的承压热冲击分析  

THE PROBABILISTIC STRUCTURAL INTEGRITY ASSESSMENT OF REACTOR PRESSURE VESSELS UNDER PRESSURIZED THERMAL SHOCK LOADING

作　　者：王荣山[1] 陈明亚[1] 吕峰[1] 郑维栋 王东辉 张亚平 樊钊 

机构地区：[1]苏州热工研究院,苏州215004 [2]华东理工大学,上海200237 [3]国核电站运行服务技术公司,上海200233

出　　处：《机械强度》2016年第4期838-843,共6页Journal of Mechanical Strength

基　　金：国家863课题项目(2012AA050901);国家科技重大专项(2011ZX06004-002);国家自然科学基金项目(51275338)资助~~

摘　　要：承压热冲击(PTS)是制约反应堆压力容器(RPV)长周期运行的主要因素,目前大多数国家(除了美国)均采用确定性断裂力学方法(DFM)开展PTS分析。在美国,核管理当局(NRC)已经批准了基于概率性断裂力学方法(PFM)的"鉴定准则"。本文基于美国橡树岭国家重点实验室开发的FAVOR软件,对比了PTS的PFM与DFM之间一些主要差别,并通过对IAEA-TECDOC-1627报告中基准考题的计算,介绍了FAVOR软件PFM的分析方法。最后,通过分析总结国内外最新的研究成果,指出当前版本FAVOR软件(6.1版本)中所考虑模型需要完善的部分。The pressurized thermal shock（ PTS） event poses a potentially significant challenge to the structural integrity of the reactor pressure vessel（ RPV） during the long time operation. In most countries（ with exception of the USA）,proving RPV integrity under the PTS load is based on the deterministic fracture mechanics（ DFM）. In the USA,the ＂screening criteria＂for maximum allowable embrittlement of RPV material,which form part of the USA regulations,are based on the probabilistic fracture mechanics（ PFM）. In this paper,the FAVOR software of Oka Ridge National Laboratory is used to compare the difference between PFM and DFM analysis of the PTS even. The analysis method of FAVOR is shown through case study of the benchmark transient in the IAEA-TECDOC-1627 report. Finally,the limit of the current FAVOR（ Version6. 1） is shown.

关 键 词：反应堆压力容器 承压热冲击 概率断裂力学 FAVOR 长周期运行 

分 类 号：TL351.6[核科学技术—核技术及应用]